Analyse des Versagens eines Druckrohrs in einem Kernreaktor

Ein Kernkraftwerk besteht aus einem Reaktorkern, in dem eine nukleare Kettenreaktion kontinuierlich Wärme erzeugt. Diese Wärme wird zur Erzeugung von Dampf genutzt. Der Dampf treibt einen Turbogenerator zur Stromerzeugung an. Im fortgeschrittenen Schwerwasserreaktor (AHWR) wird schweres Wasser sowohl als Moderator als auch als Kühlmittel verwendet. Das CANada-Deuterium-Uran-Konzept (CANDU) ist das fortschrittlichste Konzept für AHWRs. Der AHWR-Triebwerksblock besteht aus einem Heizstabbündel, das von einem Druckrohr umgeben ist. Ein Reaktorkühlmittelverlust kann durch einen Bruch des primären Wärmetransportsystems verursacht werden. Die Schwere des Unfalls hängt von der Größe des Bruchs ab, und die Reaktorabschaltung (oder -auslösung) basiert auf dem Systemdruck im Falle eines Kühlmittelverlustunfalls (LOCA). Bei großen Brüchen sinkt der Druck im Reaktorsystem schnell und der Reaktor wird abgeschaltet. Das Buch beschreibt die Analyse der oben genannten Heizstäbe von Kernreaktoren und deren Analyse in detaillierter Weise, so dass die Ergebnisse für eine bessere Ausbreitung von Wärme und deren Erhaltung genutzt werden können. Dieses Buch hilft den Forschern, einen Einblick in die Wechselwirkung der thermischen Energie und die sichere Abfuhr der Nachzerfallswärme zu bekommen.

Autorentext

J'ai obtenu un diplôme en génie mécanique, un master de M.A.N.I.T, Bhopal et un doctorat de N.I.T, Raipur. Je travaille actuellement comme professeur adjoint à l'Université Amity, Gwalior (M.P.). J'ai publié/présenté un grand nombre d'articles techniques dans différents domaines de l'ingénierie mécanique. Mon expérience d'enseignement et de recherche s'étend sur plus de 8 ans.