این سایت در حال حاضر پشتیبانی نمی شود و امکان دارد داده های نشریات بروز نباشند
پژوهش نفت، جلد ۳۳، شماره ۱۴۰۲-۶، صفحات ۲۴-۳۸
عنوان فارسی مدل‌سازی فرآیند رادیولیز گاما در راکتورهای هسته‌ای آب سبک و آب سنگین
چکیده فارسی مقاله در رآکتورهای خنک‌کننده و کندکننده آبی در طول عملیات عادی، رادیولیز منبع تولید هیدروژن، دوتریم و اکسیژن و هیدروژن(دوتریم) پراکساید است. مدل‌سازی پدیده رادیولیز از دیدگاه ایمنی برای پیش‌بینی تولید ترکیبات خورنده یا قابل‌ انفجار مهم است. در این مطالعه مدل رادیولیز گاما برای آب سبک و آب سنگین توسعه داده شد و ode15s به‌عنوان حلگر مناسب مدل انتخاب شد. نتایج اعتبار سنجی مدل توسعه داده‌شده خطای کمتر از 5% را نشان می‌دهد. اثر دوز جذبی در محدوده 5/0 تا  100، دما ( در محدوده 20 تا oC 70) و هم‌چنین اثر غلظت اولیه هیدروژن(دوتریم) (در محدوده صفر تا ppb 50) برای آب سبک و آب سنگین مورد بررسی قرار گرفت. نتایج نشان داد که رادیولیز گاما بر آب سبک نسبت به آب سنگین اثرات بیشتری دارد و نرخ تغییرات غلظت ترکیبات اکسنده اکسیژن و هیدروژن(دوتریم) پراکساید کمتر از نرخ تغییرات غلظت هیدروژن (دوتریم) است. بیشترین تفاوت بین غلظت نهایی هیدروژن و دوتریم در دوز جذبی Gy/S 10 می‌باشد که غلظت هیدروژن تولیدی 5/3 برابر بیشتر از دوتریم تولیدی ناشی از رادیولیز است. با افزایش دما از 20 تا oC 70 ، مقدار غلظت ترکیبات تولیدی پایدار از رادیولیز به میزان حداکثر 70% در مورد هیدروژن و حداکثر 50% در مورد دوتریم کاهش می‌یابد. با افرایش غلظت هیدروژن (دوتریم) اولیه همواره غلظت اجزای اکسنده (اکسیژن، هیدروژن(/دوتریم) پراکساید) کاهش می‌یابد. اما نمودار هیدروژن (دوتریم) تولیدی دارای یک حد بهینه (ppb 20 در مورد هیدروژن و ppb 10 در مورد دوتریم می‌باشد. بنابراین با کنترل میزان دوز جذبی، دما و غلظت اولیه هیدروژن بر روی مقدار بهینه می‌توان از خوردگی ناشی از تولید اکسیدکننده‌ها و هم‌چنین انفجار هیدروژن (دوتریم) جلوگیری کرد.  
کلیدواژه‌های فارسی مقاله رادیولیز، مدل‌سازی، حلگر ode15s، هیدروژن، دوتریم، نرخ دوز جذبی،
عنوان انگلیسی Modeling of the Gamma Radiolysis Process in Light and Heavy Water Nuclear Reactors
چکیده انگلیسی مقاله In water-cooled and moderated reactors, radiolysis is the source of hydrogen, deuterium, and oxygen production, as well as hydrogen peroxide (deuterium peroxide). Modeling the radiolysis phenomenon from a safety perspective is crucial for predicting the production of corrosive or explosive compounds. In this study, a gamma radiolysis model was developed for light and heavy water, and ode15s was selected as the appropriate solver for the model. The validation results of the developed model indicate an error of less than 5%. The absorbed dose effect in the range of 0.5 to 100 Gy/s, temperature in the range of 20 to 70 °C, and the effect of initial hydrogen (deuterium) concentration in the range of zero to 50 ppb were investigated for both light and heavy water. The results showed that gamma radiolysis has more obvious effects on light water compared to heavy water, and the rate of change in the concentration of oxidizing compounds, oxygen, and hydrogen (deuterium) peroxide, is lower than the rate of change in hydrogen (deuterium) concentration. The maximum difference between the final concentration of hydrogen and deuterium occurs at an absorptive dose of 100 Gy/s, where the produced hydrogen concentration is 3.5 times higher than the produced deuterium concentration from radiolysis. As the temperature increases from 20 to 70 °C, the stable concentration of radiolysis-produced compounds decreases by a maximum of 70% for hydrogen and 50% for deuterium. Increasing the initial concentration of hydrogen (deuterium) always reduces the concentration of oxidizing species (oxygen, hydrogen (deuterium) peroxide). However, the graph of produced hydrogen (deuterium) exhibits an optimal threshold (20 ppb for hydrogen and 10 ppb for deuterium). Therefore, by controlling the absorptive dose, temperature, and initial hydrogen concentration to the optimum values, corrosion resulting from the production of oxidizing agents and hydrogen (deuterium) explosions can be prevented.
کلیدواژه‌های انگلیسی مقاله رادیولیز, مدل‌سازی, حلگر ode15s, هیدروژن, دوتریم, نرخ دوز جذبی
نویسندگان مقاله آرمین طاهری |
دانشکده نفت و مهندسی شیمی، دانشگاه آزاد اسلامی واحد علوم و تحقیقات، تهران،‌ایران

ولی اله غضنفری |
پژوهشکده چرخه سوخت هسته‌ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، سازمان انرژی اتمی ایران

محمد مهدی شادمان |
پژوهشکده چرخه سوخت هسته‌ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، سازمان انرژی اتمی ایران

نشانی اینترنتی https://pr.ripi.ir/article_1404_0b7e06f2eadaf494639c88b935e14f30.pdf
فایل مقاله فایلی برای مقاله ذخیره نشده است
کد مقاله (doi)
زبان مقاله منتشر شده fa
موضوعات مقاله منتشر شده
نوع مقاله منتشر شده
برگشت به: صفحه اول پایگاه   |   نسخه مرتبط   |   نشریه مرتبط   |   فهرست نشریات