پیشینه تحقیق تاسیسات آزمایشگاهی تست LOBI و آشنایی با روشهای کمی جهت بررسی دقت کد RELAP دارای ۵۰ صفحه می باشد فایل پیشینه تحقیق به صورت ورد  word و قابل ویرایش می باشد. بلافاصله بعد از پرداخت و خرید لینک دنلود فایل نمایش داده می شود و قادر خواهید بود  آن را دانلود و دریافت نمایید . ضمناً لینک دانلود فایل همان لحظه به آدرس ایمیل ثبت شده شما ارسال می گردد.

فهرست مطالب

فصل اول:مقدمه    ۵
۱-۱-مقدمه    ۵
۲-۱- مطالعات انجام شده    ۶
فصل دوم:بررسی تاسیسات آزمایشگاهی تست LOBI    ۱۲
۲-۱- مقدمه    ۱۲
۲-۲- تاسیسات LOBI-MOD2    ۱۴
۲-۳- مولفه های مکانیکی    ۱۵
۲-۴- مدلسازی محفظه تحت فشار    ۱۶
۲-۵- قلب راکتور    ۱۷
۲-۶-پمپ های خنک کننده اصلی    ۱۷
۲-۷- مولد بخار    ۱۷
۲-۸-فشارنده    ۱۸
۲-۹- سیستم تزریق ایمنی    ۱۹
۲-۱۰  شکستگی در لولههای مدار اول    ۲۰
۲-۱۱ مدلسازی Blowdown    ۲۱
۲-۱۲ حادثه از دست رفتن خنک کننده در تاسیسات LOBI    ۲۳
فصل سوم:آشنایی با روشهای کمی جهت بررسی دقت کد RELAP    ۲۸
۳-۱- مقدمه    ۲۸
۳-۲- تبدیل فوریه    ۲۹
۳-۳- تبدیل فوریه زمان – کوتاه    ۳۳
۳-۳- آنالیز چند رزولوشنی    ۳۵
۳-۴- تبدیل ویولت یک بعدی    ۳۶
فهرست منابع و مآخذ    ۴۹

منابع

[۱] Prosek, A., D’Auria, F., Mavko, B. “Review of quantitative accuracy assessments with fast Fourier transform based method (FFTBM).” Nuclear Engineering and Design 217 (2002) 179–۲۰۶٫

[۲] Wu, Y, L., Agrawal, D., El Abbadi, A. “A Comparison of DFT and DWT Based Similarity Search in Time-Series Databases” NSF under grant numbers EIA98-18320, IIS98-17432 and IIS99-70700.

[۳] ANNUNZIATO A., 1992 – Small Break LOCA Counter Part Test in the LSTF, BETHSY, LOBI and SPES Test facilities – Proceed. of 5th Int. Top. Meet. o Reactor Thermalhydraulics – NURETH5

[۴] D. Jedrzejczak, and E. Ohlmer, Experimental Data Report on Lobi-Mod2 Test BL-34, Joint Research Centre, Communication No. 4233, LEC 89-59, Ispra, Italy, January 1989.

[۵] Grinsted, A., Moore, J, C., Jevrejeva, S. “Application of the cross wavelet transform and wavelet coherence to geophysical time series.” Nonlinear Processes in Geophysics (2004) 11: 561–۵۶۶٫

[۶] Popivanov, I., Miller, R, J. “Similarity Search Over Time-Series Data Using Wavelets

[۷] M. M. El-Wakil, Nuclear Energy Conversion, Intrnational Textbook

Company,1971.

[۸] Safavi, A. A., & Romagnoli, J. A. (1997). Application of wavelet-based neural networks to the modelling and optimisation of an experimental distillation column. Engineering Applications of Artificial Intelligence, ۱۰(۳), ۳۰۱-۳۱۳٫

[۹] Van Wylen, G. J., Sonntag, R. E., & Wylen, G. J. (1973). Fundamentals of classical thermodynamics (p. 48). Wiley.

[۱۰] Mallat, S. (1999). A wavelet tour of signal processing. Access Online via Elsevier.

[۱۱] The Relap5 Development Team, RELAP5/Mod3.2 Code Manual, NUREG/CR-5535 Report,Vols. 1-5, Idaho National Engineering Laboratory, August 1995.

[۱۲] R. Bovalini, and F. D’auria, Scaling of the Accuracy of the RELAP5/mod2 code, Nuclear engineering and design, Vol. 139, No. 2, PP. 187-203, 1993.

[۱۳] A. Annunziato, Secondary-Side Feed-and-Bleed Effectiveness in Pressurized Water Reactors, Nuclear technology, Vol. 68, No. 1-2, PP. 7- 16, 2003.

۱-۱-مقدمه

امروز استفاده از صنعت هسته ای با سرعت قابل توجه ای رو به رشد است و تعداد نیروگاه های هسته­ ای از نسل­های مختلف در حال افزایش است. اما مهمترین مساله در طراحی نیروگاه هسته­ای مسائل ایمنی آنها است که از همان ابتدا با حوادثی که در نقاط مختلف رخ داده، مورد توجه قرار گرفته است و همواره دست اندرکاران دراین زمینه برای داشتن یک نیروگاه هسته­ای راکتور تا حد امکان ایمن در تلاش بوده اند. البته هر چند ممکن است احتمال رخ دادن حوادث در نیروگاه هسته ای بسیار کم  باشد ولی هیچ گاه این احتمال به صفر نمی رسد و با توجه به این موضوع باید به این نکته پرداخته شود که در صورت بروز حوادث، پارامتر های موجود در راکتور از جمله دما و فشار چگونه تغییر می کنند و چه عملیاتی باید برای کنترل آنها انجام داد. به این منظور در بسیاری از نقاط مختلف دنیا تاسیسات گوناگونی با استفاده از مدل راکتورهای موجود در ابعاد کوچک طراحی و ساخته شده است حوادث احتمالی موجود در راکتور را مورد مطالعه قرار می دهند. که از آن جمله می توان به تاسیسات LOBI,BETHSY,SPES,LSTF/ROSA اشاره کرد [۱].

در این راستا همچنین سعی بر این بوده است که بتوان حوادث راکتور را با کدهای محاسباتی ترموهیدرولیک و نوترونی در دسترس، شبیه سازی کرد و به بررسی و ارزیابی پارامترهای آن پرداخت که البته برای رسیدن به قابلیت اعتماد بالاتر و صرف زمان کمتر برای شبیه سازی نیروگاه های هسته ای، لازم است که کد های محاسباتی مورد ارزیابی قرار گیرد و مدل های پیشرفته­تر آن ساخته شود. از جمله این کدها میتوان RELAP,DRUFANو CATHARE را نام برد که با آنالیز آنها با توجه به  روش های موجود، مدلهای تصحیح شده به وجود آمده اند[۲]. همچنان این بررسی برای بهبود و گسترش کدها همواره مورد توجه قرار گرفته است. آنالیز و تحلیل کدها با توجه به داده­های تجربی موجود و مقایسه با داده­های به دست آمده از محاسبات انجام میشود.

برای بررسی دقت کمی محاسبات از روش های متعددی از جمله تبدیل سریع  فوریه(Fast Fourier Transform (FFT) ) استفاده میشود و نتایج آن میتواند  در ارزیابی عدم یقین مدلسازی نیروگاه­های هسته­ای استفاده گردد.

یکی از روش هایی که به تازگی در پردازش سیگنال مورد توجه قرار گرفته است آنالیز موجک (Discrete wavelet Transform(DWT)) است..

۲-۱- مطالعات انجام شده

مطالعات گسترده ای در زمینه بررسی کد های محاسباتی از جمله RELAP  در دهه های اخیر انجام گرفته است. به طوری که توسعه و پیشرفت این کدها با استفاده از داده­های آزمایشگاهی تاسیساتLOFT,PBF انجام گرفته است. در دهه هفتاد  بخش هسته­ای دانشگاه پیزا ایتالیا،DCMC ، فعالیت های قابل توجهی را در زمینه ارزیابی کدهای ترموهیدرولیکی انجام داده است. تقریبا اولین مطالعات در این زمینه در سال ۱۹۶۶ توسط داریا و بوالینی  آغاز گردید. در این پروژه با شبیه سازی حوادث از دست رفتن خنک کننده با شکستگی های کوچک  در نیروگاه های آب جوشان  و حوادث گردش طبیعی  در راکتورهای آب تحت فشار به ارزیابی کد RELAP پرداخته شد، که گزارش آن در سال ۱۹۹۲ به چاپ رسیده است [۳].

در سال ۱۹۸۶ تفاهم نامه مشترکی بین DCMN و کمیسیون اروپایی امضا شد که این همکاری سر آغاز یک همکاری پر ثمر در راستای پیشرفت کدهای محاسباتی بوده است [۴].

بسیاری از مطالعات در زمینه بررسی دقت کد ها توسط داریا انجام شده است که عمده­ترین آنها گزارشی است که در سال ۱۹۹۲ در اولین نشست جامعه هسته­ای در کشور اسلونی ارائه شد. در این گزارش به بررسی دو کد RELAP وCATHARE  با  استفاده از آزمایشات LOBI  پرداخته شده که در جداولی این مجموعه آزمایشات، که با کد محاسباتی RELAP وCATHARE  شبیه سازی شده، آمده است.

در این گزارش بخش وسیعی از حوادث، شامل حادثه کاهش خنک کننده و یا حالت­های گذر پوشش داده شده است اما بیشتر توجهات بر روی دو تست BL-21 و BT-03 متمرکز شده است. تست BL-21 یک حادثه شکستگی در لوله مولد بخار  را با ۰٫۴ درصد شکستگی شبیه سازی میکند و BT-03  یک گذرا بدون خاموشی همراه با از دست رفتن خنک کننده  بدون داشتن سیستم تزریق فشار بالا را بررسی مینماید [۴].یکی از کارهایی که در این زمینه انجام شده است، مقاله ای است که با همکاری برگس،داریا و کارلوس^۲ تهیه و در سال ۲۰۰۰ در سمینار کاربر بین المللی RELAP ارائه شده است. این مقاله به بررسی کد RELAP5/MOD3.2 با استفاده از تست A1-93، که یک حادثه کاهش خنک کننده با شکستگی ۲ درصد در پایه سرد  بدون بکارگیری سیستم  تزریق فشار بالا و با سیستم تزریق انباشتگر که با رسیدن فشار اولیه  سیستم به ۲۷bar آغاز به کار میکند، می­پردازد. سپس  با روش FFT دقت کمی کد را ارزیابی میکند[۵]. در روش FFT، دو فاکتور AAو WF بیان کننده دقت کد می­باشد، که در فصول آتی به طور کامل به معرفی این دو پارامتر می­پردازیم.

تمامی فایل های پیشینه تحقیق و پرسشنامه و مقالات مربوطه به صورت فایل دنلودی می باشند و شما به محض پرداخت آنلاین مبلغ همان لحظه قادر به دریافت فایل خواهید بود. این عملیات کاملاً خودکار بوده و توسط سیستم انجام می پذیرد. جهت پرداخت مبلغ شما به درگاه پرداخت یکی از بانک ها منتقل خواهید شد، برای پرداخت آنلاین از درگاه بانک این بانک ها، حتماً نیاز نیست که شما شماره کارت همان بانک را داشته باشید و بلکه شما میتوانید از طریق همه کارت های عضو شبکه بانکی، مبلغ  را پرداخت نمایید.