Analisi per il guasto del tubo pressurizzato nel reattore nucleare

Una centrale nucleare è costituita da un nucleo del reattore in cui una reazione nucleare a catena produce continuamente calore. Questo calore viene utilizzato per produrre vapore. Il vapore aziona un turbogeneratore per produrre elettricità. Nel reattore avanzato ad acqua pesante (AHWR) l'acqua pesante viene utilizzata sia come moderatore che come refrigerante. Il concetto di CANDU (CANada Deuterium Uranium) è il più avanzato tra gli AHWR. L'unità di potenza dell'AHWR è costituita da un fascio di barre riscaldanti circondato da un tubo di pressione. Una situazione di perdita di refrigerante del reattore può verificarsi a causa di una rottura del sistema primario di trasporto del calore. La gravità dell'incidente dipende dalle dimensioni della rottura e l'arresto del reattore (o l'intervento) si basa sulla pressione del sistema in caso di (incidente da perdita di refrigerante) LOCA. Le grandi rotture fanno scendere rapidamente la pressione del sistema del reattore per arrestarlo. Il libro illustra l'analisi delle barre riscaldanti dei reattori nucleari e la loro analisi in modo dettagliato, in modo che i risultati possano essere utilizzati per migliorare la propagazione del calore e la sua conservazione. Questo libro aiuta i ricercatori a comprendere l'interazione dell'energia termica e la rimozione sicura del calore di decadimento.

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.