تلفن: ۰۴۱۴۲۲۷۳۷۸۱
تلفن: ۰۹۲۱۶۴۲۶۳۸۴

ترجمه مقاله آنالیز تولید ترتیم و راهبردهای مدیریت برای راکتور تست دمای بالا خنک شده با نمک فلوراید (FHTR )

عنوان فارسی: تجزیه و تحلیل تولید ترتیم (Tritium) و راهبردهای مدیریت برای راکتور تست دمای بالا خنک شده با نمک فلوراید (FHTR)
عنوان انگلیسی: Tritium Production Analysis and Management Strategies for a Fluoride-salt-cooled High-temperature Test Reactor (FHTR)
تعداد صفحات مقاله انگلیسی : 41 تعداد صفحات ترجمه فارسی : 30
سال انتشار : 2013 فرمت مقاله انگلیسی : PDF
فرمت ترجمه مقاله : ورد تایپ شده کد محصول : f360
محتوای فایل : zip حجم فایل : 5.47Mb
رشته های مرتبط با این مقاله: مهندسی هسته ای
گرایش های مرتبط با این مقاله: مهندسی هسته ای گرایش رآکتور
دانشگاه: گروه علوم و مهندسی هسته ای
وضعیت ترجمه عناوین تصاویر و جداول: ترجمه شده است
وضعیت ترجمه متون داخل تصاویر و جداول: ترجمه شده است
وضعیت فرمولها و محاسبات در فایل ترجمه: به صورت عکس، درج شده است
ترجمه این مقاله با کیفیت مناسب انجام شده است.
فهرست مطالب

1 – مقدمه

1-1 بازنگری راکتور حرارت بالا خنک شده با نمک فلوراید (FHR )

1-2 بازنگری FHTR

1-3 بازنگری تولید ترتیم در FHTR

1-4 بازنگری تولید ترتیم در دیگر سیستم های راکتور هسته ای

1-5 اهداف رساله

2 – مدیریت و کنترل ترتیم در طراحی های راکتور هسته ای موجود

2 -1 ترتیم در راکتور MIT (MITR )

2-1-1 بازنگری MITR

2-1-2 تولید ترتیم MITR و محدودیت ها

2-1-2-1 مشخصه های فنی

2-1-2-2 محدودیت های دوز خارج از دستگاه

2-1-3 مدیریت ترتیم MITR

2-1-3-1 سیستم ترکیب کننده مجدد

2-1-3-2 تعویض آب سنگین

2-1-3-3 کنترل رادیولوژیکی فعالیت های تعمیر ونگهداری سیستم آب سنگین

2-1-3-4 انتشار از دودکش

2-1-3-5 انتشار از فاضلاب

2-2 ترتیم در سیستم های همجوشی ( گداز )

2-2-1 HYLIFE –II

2-2-2 مفهوم راکتور همجوشی مخزن یکپارچه (IPFR)

2-2-3 برنامه JUPITER-II

2-3 ترتیم در راکتور آب تحت فشار (PWR)

2-3-1 تولید ترتیم PWR

2-3-2 مدیریت ترتیم PWR

2-4 ترتیم در راکتور های CANDU

2-4-1 بازنگری ترتیم در راکتور های CANDU

2-4-2 فرآیند های دتریم افزایی

3- تجزیه و تحلیل ORIGEN-S از اصطلاح منبع ترتیم در FHTR

3 – 1 تخمین تولید ترتیم

3-2 تجزیه و تحلیل ORIGEN-S

3-2-1 توصیف ORIGEN-S

3-2-2 مشکل FHTR

3-2-3 تجزیه و تحلیل تولید ترتیم در FHTR

4- راهبرد های مدیریت ترتیم FHTR پیشنهادی

5- نتیجه گیری و پیشنهادات برای کار آینده

نمونه متن انگلیسی

ABSTRACT

The Fluoride-salt-cooled High-temperature Test Reactor (FHTR) is a test reactor concept that aims to demonstrate the neutronics, thermal-hydraulics, materials, tritium management, and to address other reactor operational and maintenance issues before a commercial Fluoride-salt-cooled High-temperature Reactor (FHR) can be deployed. The MIT Nuclear Systems Design class proposed a design for a 100 MW FHTR that uses enriched- 7Li flibe (Li2BeF4), has both thermal and fast flux testing positions for fuel and materials testing, and provides a neutron flux greater than 3E14 n/cm2 -s for accelerated irradiation testing. One of the key technical issues of the FHR and FHTR is tritium generation from the flibe coolant and its radiological control. The objectives of this study are: 1) to provide an overview of tritium production in various types of nuclear systems, 2) to estimate the tritium source term in the FHTR using the ORIGEN-S computer code, and 3) to propose a tritium management strategy for the FHTR. A review of existing nuclear systems shows that tritium is the primary radionuclide in liquid and gaseous tritium release. Light water reactors release up to several hundred curies per year for which various tritium removal and control strategies have been developed and implemented. Using the ORIGEN-S code analysis, tritium production for the MIT FHTR design at 20 MW is estimated to be about 2600 Ci per year (based on a 70% capacity factor and-10 Ci/day), with 99.99% enriched- 7Li flibe. Using this source term, a tritium removal rate of >90% is proposed as a design target for the tritium control system of the FHTR in order to maintain tritium release within the limits of existing nuclear reactors. Proposed tritium management strategies for the FHTR include increasing the 7Li enrichment, carbon-based or metallic getters, and inert gas sparging with a high-temperature recombiner system.

نمونه متن ترجمه

چکیده

راکتور آزمایشی حرارت بالا خنک شونده با نمک فلوراید (FHTR) در واقع مفهوم راکتور آزمایشی می باشد که در نظر دارد تا نوترونیک ها ، هیدرولیک های گرمایی ، مواد ، مدیریت ترتیم و رسیدگی به دیگر موضوعات تعمیر و نگهداری عملیاتی راکتور را قبل از این که بتوان راکتور حرارت بالا خنک شونده با نمک فلوراید (FHR) تجاری را مورد استفاده قرار داد ، نشان دهد . رده طراحی سیستم های هسته ای MIT یک طراحی را برای FHTR 100 مگاواتی پیشنهاد داده بود که از Li2BeF4 استفاده می کند و دارای موقعیت های تست شار سریع و گرمایی برای تست مواد و سوخت می باشد و شار نوترونی بیشتر از 3E14 n/cm2 –s را برای تست پرتو افکنی شتاب دار فراهم می کند . یکی از موضوعات کلیدی FHR و FHRT به تولید ترتیم از ماده خنک کننده flibe و کنترل پرتو افکنی اش مربوط می گردد . اهداف این مطالعه عبارتند از :

(1) ارایه بازنگری از تولید ترتیم در انواع مختلف سیستم های هسته ای ؛ (2) تخمین منبع ترتیم در FHTR با استفاده از کد کامپیوتر ORIGEN-S و (3) پیشنهاد استراتژی مدیریت ترتیم برای FHTR . بازنگری سیستم های هسته ای موجود نشان می دهد که ترتیم یک رادیود نوکلوئید اولیه در انتشار ترتیم گازی و مایع می باشد . راکتور های آب سبک به میزان چند ضد کوری در سال انتشار دارند که انواع راهبرد های کنترل و برداشتن ترتیم برای این مشکل توسعه یافته و اجراء شده اند . تولید ترتیم برای طراحی MIT FHTR در20 مگاوات با استفاده از تجزیه و تحلیل ORIGEN-S تخمین زده می شد که در حدود Ci 2600 ( بر اساس فاکتور ظرفیت 70 درصد و 10 Ci.day ) با 99.99 درصد li flibe غنی شده باشد . نرخ حذف ترتیم بیش از 90 درصد با استفاده از این شرط منبع به عنوان هدف طراحی برای سیستم کنترل ترتیم FHTR پیشنهاد می گردد تا انتشار ترتیم بر طبق محدودیت های راکتور های هسته ای موجود حفظ گردد . راهبرد های مدیریت ترتیم پیشنهادی برای FHTR شامل زیاد شدن غنی سازی لیتیوم ، گیرنده های فلزی یا پایه کربنی و پخش کردن گاز خنثی با سیستم ترکیب کننده مجدد دمای بالا می باشند .