فصل پنجم
نتیجه گیری
نتیجه گیری
-
- با توجه به نمودارهای شار نوترونی و فوتونی بر حسب انرژی نتیجه می گیریم شار نوترونی و فوتونی بر حسب انرژی در فواصل ۱ ، ۲ و ۳ سانتی متری با ترک و بدون ترک تغییرات قابل ملاحضه ای صورت نگرفته است پس می توان نتیجه گرفت که در این فواصل همانطور که در فصل قبل نشان داده شد تغییرات توان بر حسب شار چندان قابل ملاحظه نمی باشد ولی با افزایش فاصله ها به مقدارهای ۵ ، ۲۰ و ۵۰ سانتی متر این تغییرات قابل ملاحظه می باشد.
-
- با افزایش ترک بر روی قرص سوخت در فاصله های یاد شده تغییرات شار فوتونی و نوترونی و همچنین توان بیشتر قابل ملاحظه می باشد.
در این نمودارها ، نتیجه جالب فلت بودن و یکسان بودن مقدار شارهای نوترونی در مجاورت میله و قرص مشاهده می شود ولی با فاصله گرفتن از آن نوسانات برای شارهای مقدار بالا کاهش می یابد و حتی شار با فرجه ۵ و ۶ هم کمتر می شوند و در حالت وجود ترک ، علاوه بر کاهش شار، نوسانات برروی شارها نیز بیشتر میشود ، که این نوسانات برای شارهای فوتونی بسیار بیشتر از شار نوترونی نیز می باشد.
(( اینجا فقط تکه ای از متن درج شده است. برای خرید متن کامل فایل پایان نامه با فرمت ورد می توانید به سایت feko.ir مراجعه نمایید و کلمه کلیدی مورد نظرتان را جستجو نمایید. ))
محدودیت ها
از محدودیت های این پروژه عدم امکان نداشتن وسایل آزمایشگاهی لازم جهت بررسی نتایج حاصل از تحقیق فوق ومقایسه آن با نتایج تجربی می باشد.
پیشنهادات
ما در این پروژه بر روی یک قرص سوخت ترکی ایجاد کرده ایم که در نهایت با افزایش وسعت این ترک که منجر به شکسته شدن یک میله سوخت می شود پروژه را ادامه داده و شار فوتونی و نوترونی و همچنین توان را بدست آوردیم حال می توان این پروژه را به چند قرص سوخت و چند میله سوخت مجاور تعمیم داد و سپس موارد فوق را بررسی نمود.
منابع
[۱] بر گرفته از سایت سازمان انرژی اتمی ایران
[۲] لامارش. (۱۳۶۱). مقدمه ای بر مهندسی هسته ای. مترجم علی پذیرنده. انتشارات دانشگاه تهران، شماره ۱۸۳۱.
[۳] Lee Y.-H., Kim H.-K.(2007). Effect of spring shapes on the variation of loading conditions and the wear behaviour of the nuclear fuel rod during fretting wear tests, Wear 263 ,451–۴۵۷.
[۴] James S.T.(2012). Nuclear Energy. Chater 7, Nuclear Reactor Materials And Fuels. Springer,735.
[۵] Kim .T. (2011). The effect of fuel rod oxidation on PCMI-induced fuel failure. Journal of Nuclear Materials 418 ; 249–۲۶۰
[۶] Appelhans A.D., S.J. Dagdjartsson and R.W. Miller,Cracking and relocation of UO 2 fuel during initial nuclear.
[۷] Davies J.H. Potts G. A.(1991). Topical Meeting on LWR Fuel Performance, Avignon, p.272.
[۸] Kammenzind B.F., D.G. Franklin, H.R. Peters, and W.J. Duffin, “Hydrogen Pickup and Redistribution in Al-pha-Annealed Zircaloy-4, ASTM STP 1295, pp. 338-370.
[۹] والتر می یرهوف. (۱۳۹۰). مبانی فیزیک هسته ای. مترجم محمد فرهاد رحیمی. انتشارات دانشگاه فردوسی مشهد، چاپ هفتم. ۴۲۴.
[۱۰] Joseph Y. R. Rashid and Albert J. Machiels.(2004). A Methodology for the Evaluation of Fuel Rod Failures under Transportation Accidents. Patram , Berlin, Germany, September 20-24.
[۱۱] Javed Iqbal M., Nasir M., Sikander M. (2008). Stochastic simulation of fission product activity in primary coolant due to fuel rod failures in typical PWRs under power transients. Journal of Nuclear Materials 372 ; 132–۱۴۰.
[۱۲] Lars Olof Jernkvist.(1995). A model for predicting pellet-cladding interaction-induced fuel rod failure. Nuclear Engineering and Design 156 ; 393 399.
[۱۳] A. Johnson, L. Hailstadius, B. Grapengiesser and G. Lysell, Proc. Int. Topical Meeting on LWR Fuel Performance,Avignon, April 1991, p.371.
[۱۴] وفا بخش، مهدی. ریاضی، یاشار. (۱۳۸۹). راهنمای استفاده از کد شبیه سازی MCNP4C، انتشارات اندیشه سرا تهران، ۱۶۸.
Effect of fuel rod damage on the progress of severe accidents
By: Mohammad Reza Naimi
Abstract
In the Severe Accident fuel rods swells and causes damage on cladding and neighboring fuel elements. This, in turne causes to blockage of the coolant channels and raising core temperature beyond the operation temperature and design limit.
In this research the effect of fuel swelling on the neutron and gamma fluxes has been investigated by the MCNP4C code. For this Purpose, a fuel element in cylindrical form which contains a UO2 as a fuel with enrichment of 5%, length of 67.4 cm and radius of 1cm is considered as geometry for the code. Then a crack in which its dimension is extended from the center line of the fuel to the outer surface is made on the fuel pellet. After compelleting geometry, neutron and gamma fluxes are calculated for several distances as 1, 2, 3, 5, 20 and 50 cm from the center line of the fuel element.
The neutron and gamma fluxes are also calculated for different crack dimensions and for aformentioned distances. The results show that the fluxes begin to change for distances of 5 cm and larger ones, considerably.
Keywords: fuel pellets, fuel rods, neutron flux
ISLAMIC AZAD UNIVERSITY
Arsanjan Branch
Faculty of Engineering and Technical
Department of Nuclear Engineering
(M.Sc.) Thesis
on Reactor
Subject:
Effect of fuel rod damage on the progress of severe accidents
By:
Mohammad Reza Naimi
EVALUATED AND APPROVED BY THE THESIS COMMITTEE AS: Very Good
Kavoos Abbasi (Ph.D) Advisor
Kiumars kamali moghadam (Ph.D) Consulting Advisor
Habib Safi Qoli (Ph.D) Judge Master
Head of Complementary Educations Research Administration
