فهرست مطالب
اعضای گروه
مهندسی برق کنترل
نام دانشکده:
دانشکده فني و مهندسي
گروه آموزشی:
مهندسی برق کنترل
وضعیت همکاری:
فعال
شماره اتاق:
پست الکترونیک:
تلفن محل کار:
مقالات ژورنالی
- Loading pattern optimization of the multi-batch boron-free core by the coati optimization algorithm
- KOREAN NUCLEAR SOC
- The effect of different mission proles and ambient temperature on the lifetime of boost converter IGBT with a robust controller in a hybrid electric vehicle
- INST ENGINEERING TECHNOLOGY-IET
- Multi-objective loading pattern optimization of a soluble boron free core using social spider algorithm
- ELSEVIER SCIENCE SA
- Simulation and analysis of core barrel vibrational modes associated with neutron noise phenomena in WWER-type reactors
- ELSEVIER SCIENCE SA
- A comprehensive analysis of thermal-hydraulic signatures in neutron noise of WWER-type reactors
- ELSEVIER SCIENCE SA
- Preventive Framework for Resilience Enhancement in Networked Microgrids: A Focus on Hydrogen Integration and Optimal Energy Management
- INST ENGINEERING TECHNOLOGY-IET
- The large-break LOCA uncertainty analysis in a VVER-1000 reactor using TRACE and DAKOTA
- ELSEVIER SCIENCE SA
- Central hole radius optimization of fuel pellet in WWER-1000 using artificial bee colony and genetic optimization algorithms
- PERGAMON-ELSEVIER SCIENCE LTD
- Uncertainty and sensitivity analysis of generation expansion planning in hybrid nuclear and renewable energy system
- PERGAMON-ELSEVIER SCIENCE LTD
- Modeling and simulation of neutron noise triggered by fuel assembly vibrations in 3D hexagonal geometry
- ELSEVIER SCIENCE SA
- Optimization of PID controller for water level control of the nuclear steam generator using PSO and GA
- Kerntechnik
- Evaluation of advanced accumulator in a VVER-1000 reactor in loss of coolant accident
- Annals of Nuclear Energy
- Designing a molten core collection chamber for Bushehr-1 nuclear power plant using MELCOR 1.8.6 and ANSYS-FLUENT codes
- PERGAMON-ELSEVIER SCIENCE LTD
- Estimation of effective B-fraction of the VVER-1000 reactor in terms of exposure using DRAGON5/DONJON5
- Radiation Physics and Engineering
- Application of metaheuristics optimization in fuel rod design: A case study for helium charging pressure
- Progress in Nuclear Energy
- Full scope simulation of VVER-1000 blowdown source and containment pressurization in a LBLOCA by parallel coupling of TRACE and CONTAIN
- Progress in Nuclear Energy
- A fractional PID controller based on fractional point kinetic model and particle swarm optimization for power regulation of SMART reactor
- Nuclear Engineering and Design
- Full-core reactor physics analysis for accident tolerant cladding in a VVER-1000 reactor
- Annals of Nuclear Energy
- بهينه سازي چيدمان مجتمع هاي سوخت يك راكتور PWR با استفاده از الگوريتم PESA-II و در نظر گرفتن پارامترهاي نوتروني و ترموهيدروليكي
- علوم و فنون هسته اي
- The station blackout accident in a dual-cooled annular fuel of a VVER-1000 reactor with application of portable pumps for mitigating the accident
- Annals of Nuclear Energy
- Core analysis of accident tolerant fuel cladding for SMART reactor under normal operation and rod ejection accident using DRAGON and PARCS
- Nuclear Engineering and Technology
- Effects of the move towards Gen IV reactors in capacity expansion planning by total generation cost and environmental impact
- Nuclear Engineering and Technology
- Study the effects of various parameters on hydrogen production in the WWER1000/V446
- Progress in Nuclear Energy
- Development of the triangle-based nodal algorithm for reconstructing pin power distributions
- Progress in Nuclear Energy
- Accurate full superfine group resonance self-shielding method with fission source and upscattering effects in thermal lattice
- Annals of Nuclear Energy
- The ?-synthesis and analysis of water level control in steam generators
- Nuclear Engineering and Technology
- Fractional order PID control of steam generator water level for nuclear steam supply systems
- Nuclear Engineering and Design
- مقايسه سينتيك چند نقطه اي با معادله پخش نوترون و سينتيك نقطه اي متداول براي بررسي رفتار گذرا در راكتورها
- فناوري و انرژي هسته اي
- Application of h -adaptivity to the interface current collision probability method
- Annals of Nuclear Energy
- Physical probability table applied to response matrix-collision probability method for direct whole-core transport calculations
- Annals of Nuclear Energy
- Hybrid space-angle adaptivity for whole-core particle transport calculations
- Annals of Nuclear Energy
- An adaptive node refinement for particle transport techniques based on response matrix and collision probability methods
- Annals of Nuclear Energy
مقالات کنفرانسی
- مدل بازآرايي دو مرحله اي شبكه توزيع براي بهبود تاب آوري سيستم هاي توزيع با در نظرگرفتن شاخص ريسك
- دانشگاه تبريز
- كنترل سطح آب و فشار در فشارنده راكتور آب سبك تحت فشار با استفاده از روش مرتبه كسري
- بيست و نهمين کنفرانس ملي هسته‌اي ايران
- حادثه از دست رفتن جريان خنك كننده در يك نيروگاه VVER-1000 با استفاده از پيوند كدهاي PARCS و RELAP5/MOD3.3
- بيست و نهمين کنفرانس ملي هسته‌اي ايران
- ارزيابي قابليت اطمينان نيروگاه بادي و خورشيدي در كنار ذخيره ساز باتري با استفاده از مدل سازي احتمالاتي
- هشتمين همايش ملي مطالعات و تحقيقات نوين در حوزه علوم كامپيوتر برق و مكانيك ايران
- ارزيابي قابليت اطمينان ريز شبكه ها با استفاده از مدل سازي احتمالات باتري ذخيره ساز انرژي
- ششمين همايش بين المللي مهندسي برق علوم كامپيوتر و فناوري اطلاعات
- ارزيابي قابليت اطمينان ريز شبکه ها با استفاده از مدل سازي احتمالات باتري ذخيره ساز انرژي
- ششمين همايش بين المللي مهندسي برق علوم کامپيوتر و فناوري اطلاعات
- ارزيابي قابليت اطمينان نيروگاه بادي و خورشيدي در کنار ذخيره ساز باتري با استفاده از مدل سازي احتمالاتي
- هشتمين کنفرانس بين المللي مهندسي برق، کامپيوتر و مکانيک
- مطالعه حادثه انسداد موضعي مسير جريان در مجتمع سوخت گرم راکتور قدرت با استفاده از کد RELAP5
- کنفرانس هسته اي ايران
- مدلسازي رفتار ترمومکانيکي ميله ي سوخت نيروگاه اتمي بوشهر در سيکل اول پس از راه اندازي به وسيله کد FRAPCON-3
- کنفرانس هسته اي ايران
پایان نامه ها
- ارزيابي قابليت اطمينان ريزشبکه ها با استفاده از مدلسازي احتمالاتي باتري ذخيره ساز انرژي
- مصطفي رهبر 1401/04/29 امید صفرزاده (استاد راهنما دوم)
- جداسازي منبع صوت مولتي کوپتر از منابع صوتي ديگر
- مهدي زره ساز 1400/11/09 امید صفرزاده (استاد راهنما 2)
- بهينه سازي حفاظ بيولوژيکي راکتور مدولار SMART با استفاده از روش PSO با تکيه بر مواد نوين
- پريسا اسلامي 1400/10/22 امید صفرزاده (استاد راهنما 2)
- کنترل سطح اب و فشار در فشارنده راکتور با استفاده از مدل سه ناحيه‌اي و روش مرتبه کسري
- سيدهادي حيدري خورميزي 1400/06/18 امید صفرزاده (استاد راهنما 1)
- طراحي کنترل‌کننده مقاوم براي راکتور مدولار کوچک
- وحيد محرابي 1400/06/18 امید صفرزاده (استاد راهنما 1)
- طراحي سيستم کنترل توان با استفاده از کنترل فازي-PID و الگوريتمهايPSO, GA و GWO براي سيستم توليد برق هسته‌اي در فضا مبتني بر موتور استرلينگ
- امير حسيني حسن اباد 1400/06/15 امید صفرزاده (استاد راهنما 1)
- مدل بازارايي دوسطحي شبکه توزيع براي بهبود تاب‌اوري سيستم‌هاي توزيع با استفاده از شاخص‌هاي مبتني بر ريسک
- رضا يوسف وند 1400/06/15 امید صفرزاده (استاد راهنما 1)
- ارائه روش بهينه جهت بازيابي شبکه پس از خاموشي
- محمد هاشم نژاد 1400/06/14 امید صفرزاده (استاد راهنما 1)
- ارائه روش بهينه جهت بازيابي شبکه پس از خاموشي
- محمد هاشم نژاد 1400/06/14 امید صفرزاده (استاد راهنما 1)
- مدلسازي به کارگيري انباره پيشرفته در حادثه LOCA نيروگاه اتمي VVER-1000
- ميلاد پوراسگندر 1399/07/29 امید صفرزاده (استاد مشاور)
- شبيه‌سازي راه‌اندازي ديزل ژنراتور در هنگام قطعي برق شبکه (LOOP) براي تامين مصرف داخلي يک نيروگاه با استفاده از ETAP
- علي عباس پور 1399/06/10 امید صفرزاده (استاد راهنما 1)
- بهبود عملکرد ديناميکي شبکه مصرف برق داخلي يک نيروگاه در هنگام راه اندازي موتور القايي بزرگ با استفاده از SVC
- اميرحسين ميرزايي 1399/06/10 امید صفرزاده (استاد راهنما 1)
- بررسي رفتار قلب راکتور با تغيير جنس غلاف از zircalloy به Sic و FeCrAl
- امير پوررستم 1399/04/02 امید صفرزاده (استاد راهنما 2)
- بهينه¬سازي چيدمان قلب راکتور هسته¬اي با در نظرگرفتن توابع هدف نوترونيکي و ترموهيدروليکي به وسيله کد PARCS
- مائده دهقاني 1398/10/25 امید صفرزاده (استاد مشاور)
- مدلسازي مصرف سوخت و محاسبه توزيع توان در سيکل دوم نيروگاه بوشهر
- زهرا مونسي 1398/06/17 امید صفرزاده (استاد راهنما 2)
- تعيين استراتژي بهينه سرمايه گذاري در بخش نيروگاهي ايران
- علي بامشاد 1398/06/11 امید صفرزاده (استاد راهنما 1)
- بررسي اثر استفاده از تجهيزات سيار در برداشت حرارت از قلب راکتور بوشهر حين شرايط بي برقي کامل SBO
- اميرمحمد مهري 1398/04/02 امید صفرزاده (استاد مشاور 1)
- محاسبه توان ميله سوخت در حادثه خروج ميله کنترل با استفاده از ترکيب کدهاي PARCS و TRACE
- سعيد داداش زاده 1397/06/14 امید صفرزاده (استاد راهنما دوم)
- کنترل مرتبه کسري سطح اب در مولد بخار هسته اي
- احمد صالحي 1397/04/25 امید صفرزاده (استاد راهنما دوم)
- بررسي حادثه شکست بزرگ لوله اب مدار خنک کننده (LBLOCA) در راکتور اب سبک تحت فشار با استفاده از پيوند کدهاي TRACE/PARCS و ارزيابي عدم قطعيت و حساسيت سنجي پارامترهاي اصلي
- سجاد اکباتاني املشي 1396/06/15 امید صفرزاده (استاد راهنما دوم)