کد هسته ای Cobra-EN

تاریخ انتشار:1396-04-29
تاریخ بروزرسانی: 1396-04-29
تعداد بازدید: 1181



کد هسته ای Cobra-EN

مقدمه

در ادامه رسالت وب سایت مهندس شامحمدی، اولین وب سایت تخصصی آموزش کد های هسته ای در راستای آموزش کد های هسته ای در این پست به معرفی یکی دیگر از کد های هسته ای می پردازیم.

 

معرفی اجماعی کد هسته ای Cobra-EN

COBRA-EN یک نسخه به روز شده از COBRA-3C / MIT برای تجزیه و تحلیل انتقال حرارت هیدرولیک هسته راکتور است. از یک وضعیت ثابت در یک هسته LWR یا عنصر سوخت، تا پاسخ حرارتی هیدرولیکی به تغییرات اعمال شده توسط نیروی کل توسط کد امکان پذیر است. همچنین کد می تواند فشار خروجی و آنتالپی جریان ورودی و جریان جرم  را شبیه سازی کند.

مدل همگن حرارتی COBRA-EN بر اساس سه معادله دیفرانسیل جزئی است که با استفاده از آنچه که به عنوان "تقریب زیر کانال" شناخته می شود،  توصیف کننده پایداری جرم، انرژی و تکانه جهت محوری و جانبی برای ترکیب  مایع / بخار آب  و اثر متقابل خنک کننده دو فاز با ساختار سیستم است.همچنین، معادله چهارم را می توان اضافه کرد که توده های بخار را به صورت جداگانه دنبال می کند

اگر محدوده محاسباتی به تعدادی از فواصل محوری تقسیم شود، حجم کنترل جرم، انرژی و تکانه محوری یک بخش از زیر کانال است در حالیکه حجم کنترل تکانه جانبی یک بخش از ناحیه دلخواه است که دو زیر کانال مجاور در اطراف شکاف جانبی می باشد. معادلات حاصل از پدیده های هیدرودینامیکی، یک سیستم معادلات غیر خطی مرتبط است که توسط یک روش تکراری ضمنی بر اساس محاسبه گرادیان فشار در جهت محوری یا با روش تکرار نیوتن-رافسون حل می شود.معادلات انتقال حرارت در ساختارهای جامد به طور ضمنی حل می شود. علاوه بر این، مدل انتقال گرما به خنک کننده بوسیله یک منحنی کامل جوش نشان داده شده است که شامل رله های انتقال حرارت اولیه (جابجایی اجباری، جوشیدن نوکلئوتید، انتقال و جوشش فیلم) است که هر کدام با مجموعه ای از همبستگی های اختیاری ضریب انتقال گرما بدست می آید. COBRA-EN همچنین با ویژگی های VIPRE و با برخی از همبستگی های EPRI بهبود یافته است. COBRA-EN برای بررسی SBWR و AP600 در مطالعات ایمنی مرتبط با حوادث گذار واکنش پذیر به طور گسترده مورد استفاده قرار گرفت.

 

محدودیت در پیچیدگی مسائل

The data-dependent arrays are contained in the named Common Block BLANK whose standard length of 4*106 bytes can be changed by modifying a PARAMETER statement in the driving module (see the Installation Directions).

 

زمان اجرای یک مساله نوعی

Each of sample problem 1 thermal-hydraulic transient analyses with 546 assembly-sized (*20 cm) nodes in a PWR core octant and 150 time steps (each 0.01 s long ) requires about half an hour of CP time on a PC-486/100 but other typical problems concerning actual large LWR cores may require some thousands of nodes and some hundred or thousand time steps. Therefore, the CP times can range from a few to some tens of minutes for a steady-state and rise to some hours for a transient.

 

 مراجع 

  • E. Salina, G. Alloggio, E. Brega,"QUARK: a Computer Code for the Neutronic and Thermal-Hydraulic Space- and Time-Dependent Analysis of Light Water Reactor Cores by Advanced Nodal Techniques", Synthesis Srl, rep. 1034/1 prepared for ENEL-ATN/GNUM, Milan, September 1994
  • E. Salina, E. Brega, "The NORMA Program for Simulating the Long-Term Neutronic and Thermal-Hydraulic Behavior of Large LWR's by Three-Dimensional Coarse-Mesh Diffusion Methods", Synthesis Srl, rep. 1034/2 prepared for ENEL-ATN/GNUM, Milan, July 1995
  • E. Brega, R. Fontana, E. Salina, "The NORMA-FP Program to Perform a Subchannel Analysis from Converged Coarse-Mesh Nodal Solutions (Rev. 3)", ENEL-DSR-CRTN-N5/91/05/MI, Milan, September 1991

 

پیش نیاز های سخت افزاری

یک رایانه شخصی با پردازنده 486 یا پنتیوم و حداقل 8 مگابایت RAM برای استفاده از این کد هسته ای کفایت می کند.

زبان برنامه نویسی استفاده شده

این کد با زبان برنامه نویسی فرترن 77 نوشته شده است.

پیش نیاز های نرم افزاری

DOS یا WINDOWS با نسخه  قدرتمند FORTRAN نسخه 1.0 یا بالاتر  برای استفاده از این کد لازم است.

 

تولید ویرایش های اولیه این کد در دهه هفتاد میلادی آغاز گردید. 
موارد کاربرد Cobra-EN در محاسبات ترموهیدرولیک راکتورهای آب سبک (PWR,BWR) در حالت پایا و گذراست.
مهمترین پارامترهای خروجی این کد توزیع دمای سیال، چگالی سیال، دمای میله سوخت، ضریب انتقال حرارت، شار حرارتی بحرانی، کسر حجمی بخار، کیفیت بخار، افت فشار، نسبت شار حرارت بحرانی یا نسبت انحراف از جوشش هسته ای است.
این کد مبتنی بر روش کانال جریان است.

توسعه دهنده کد هسته ای Cobra

E. Brega, E. Salina
ENEL SpA
Via Pozzobonelli 6
20162 Milano, Italy

 

باکس دانلود
شناسه فایل تاریخ انتشار تاریخ اعتبار عنوان تعداد دانلود دانلود
77 1397-12-17 1397-12-17 کد هسته ای Cobra-EN 360 file_download
78 1397-12-17 1397-12-17 منوال کد هسته ای Manual Cobra-EN 376 file_download
79 1397-12-17 1397-12-17 آموزش فارسی کد هسته ای Presentation Cobra-EN 365 file_download
80 1397-12-17 1397-12-17 تمرین کد هسته ای Exercise Cobra-EN 373 file_download
درباره نویسنده

من رسول شامحمدی هستم . تخصص من برنامه نویسی و محاسبات مونت کارلو هست. همیشه سعی میکنم در اینجا تجارب خودم را انتقال بدم. شماره تلفن من 09372846654 هست برای سفارش کار یا مشاوره

نظرات کاربران
اولین نفری باشید که نظر میدهید

همکاری با ما

با سالها تجربه آماده ایم با شما همکاری گسترده ای داشته باشیم. همکاری با ما می تواند در قالب موارد زیر باشد
1) مشاوره در انجام تز دکتری در زمینه محاسبات هسته ای
2) مشاوره در انجام پایان نامه دوره کارشناسی ارشد در زمینه محاسبات هسته ای
3) ارائه مشاوره در جهت انجام پروژه های صنعتی
4) انجام طراحی ها و محاسبات مختلف
5) برگزاری دوره های تخصصی آموزش کد های هسته ای
6) ...
 با ما تماس بگیرید
09372846654-rasul.shamohamady@gmail.com
 

ما در شبکه های اجتماعی دنبال کنید.

گروه تلگرامی ویژه رفع اشکال کد های هسته ای و نرم افزار ها

این گروه صرفا برای بحث در باره کد ها و نرم افزارهای هسته ای می باشد لذا از بحث های نامرتبط خود داری فرمایید و با معرفی گروه به دوستان خود در مفید بودن بیشتر گروه همیار ما باشید. برای عضو شدن در این گروه تلگرامی با شماره 09372846654 در تلگرام پیام دهید.

کانال وب سایت مهندس شامحمدی

در این کانال آخرین اخبار منتشر شده در سایت نشر داده می شود.برای عضو شدن در این گروه تلگرامی با شماره 09372846654 در تلگرام پیام دهید

کانال آپارت ما

این کانال متعلق به وب سایت مهندس شامحمدی می باشد. تنها قسمتی از ویدئو های آموزشی در اینجا نشان داده است.