Residual Coolant Quantity in High Pressure Vessel Of PWR–440

تناول البحث بصورة مفصلة دراسة ديناميكية سلوك كمية الناقل الحراري المتبقي في لحظات زمنية محتلفة في بقدرة 440 ميكاواط عند حدوث التسرب المفاجىء في  VVER – 440 MW في اسطوانة الضغط العالي دورة التبريد الاولى. وتضمنت الدراسة تأثير قطر فتحة التسرب وموقعه ودرجة حرارة الناقل الحراري داخل دورة التبريد الاولى قبيل بدء عملية التسرب. وتم وضع معادلة تجريبية في ابعاد كمية الناقل الحراري المتبقي  داخل اسطوانة الضغط العالي كدالة زمنية تعتمد على القطر النسبي والارتفاع النسبي للتدفق  ودرجة الحرارة   PWRالنسبية للناقل الحراري. واختتم باستنتاجات هامة يمكن ان تسهم في بناء منظومات السلامة النووية لمفاعل من نوع  بقدرة 440 ميكاواط.        The dynamic behavior of the remaining thermal carrier at different interval times in the high-pressure cylinder of a VVER – 440 MW reactor has been studied, when the sudden leakage occurred in the first cooling loop. The study included the effect of the diameter and the location of the leakage hole, in addition to the temperature of the thermal coolant within the first cooling loop prior to the start of the leakage process.          An experimental equation was developed for the distance of the remaining thermal carrier within the high-pressure cylinder as a function of time-based on the relative diameter, the relative height of the coolant flow and the relative temperature of the thermal coolant. Important conclusions are made that could contribute to building nuclear safety systems for reactors of the type (Pressurized Water Reactor), PWR– 440 with the power of 440 Mw

Study of Neutronic and Temperature Distribution During Enrichment Reduction for BN-350 Reactor

   يمثل هذا البحث الحسابات النيوترونية والهيدروليكية لتحويل المفاعل BN – 350   من تخصيب عالي 27% الى تخصيب واطىء  7%. تمت دراسة قلبين ممزوجين بتخصيبين مختلفين حيث تم استبدال اقلام الوقود الخالصة من تخصيب اليورانيوم الواطىء LEW بتخصيب وقود يورانيوم عالي HEU من اقلام الوقود المنضب في حالة توازن القلب. طبقت الحسابات الحرارية  الهيدروليكية لحساب تغيرات خصائص المفاعل المتحول خلال الحالة المستقرة والاستجابة العابرة لفقدان جريان المبرد.       This paper represents the neutronic and thermal-hydraulic calculations for the conversion of BN-350 from 27% to 7% enriched Uranium fuel elements. Mixed enrichment cores have been studied where low enrichment uranium (LEU) cores fresh fuel elements substitute gradually the high enrichment uranium (HEU) depleted fuel elements in the equilibrium core.     Thermal-hydraulic calculations have been carried out to determine changes in the characteristics of the converted reactor during steady-state conditions and transient response to a coolant flow loss.  &nbsp