Analyse de la défaillance du tube pressurisé dans le réacteur nucléaire

Une centrale nucléaire est constituée d'un c-ur de réacteur où une réaction nucléaire en chaîne produit en permanence de la chaleur. Cette chaleur est utilisée pour produire de la vapeur. La vapeur entraîne un turbo-générateur pour produire de l'électricité. Dans le réacteur à eau lourde avancé (AHWR), l'eau lourde est utilisée à la fois comme modérateur et comme liquide de refroidissement. Le concept du CANada Deuterium Uranium (CANDU) est le plus avancé des AHWR. Dans un réacteur AHWR, l'unité de puissance est constituée d'un faisceau de barres chauffantes entouré d'un tube de force. Une situation de perte de réfrigérant du réacteur peut se produire en raison d'une rupture du système primaire de transport de chaleur. La gravité de l'accident dépend de la taille de la rupture et l'arrêt (ou le déclenchement) du réacteur est basé sur la pression du système en cas d'APRP (accident de perte de réfrigérant). Les grandes ruptures font baisser la pression du système du réacteur rapidement pour arrêter le réacteur. Le livre décrit l'analyse des barres de chauffage des réacteurs nucléaires ci-dessus et leur analyse détaillée, de sorte que les résultats puissent être utilisés pour une meilleure propagation de la chaleur et sa conservation. Ce livre aidera les chercheurs à avoir un aperçu de l'interaction de l'énergie thermique et de l'élimination sûre de la chaleur de désintégration.

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.