سامانه پیشخوان دانشگاه شیراز
سامانه آموزشی – پژوهشی
اتوماسیون اداری
سامانه اداری – مالی
سامانه CV اساتید
سامانه علم سنجی اساتید
سامانه دانش آرا
پست الکترونیکی
سامانه تغذیه
سامانه اموردانش آموختگان
لینک های مفید
دانشکده
مهندسی مکانیک
منو اصلی
صفحه اصلی
درباره ما
تاریخچه
چشم انداز، ماموریت و اهداف
اعضای هیئت علمی
اعضای هیأت علمی - متصل به سامانه آموزشی
اعضای هیئت علمی - بازنشسته
دستاوردها - افتخارات
امکانات دانشکده
ساختار سازمانی
اطلاعات تماس
ریاست
حوزه ریاست
پیام رئیس دانشکده
شورای دانشکده
کارمندان
آموزشی
وظایف معاونت آموزشی
شورای آموزشی و تحصیلات تکمیلی
آزمایشگاه های آموزشی
برنامه درسی
راهنمای فرآیندهای آموزشی
فرم ها و آییننامههای آموزشی
پروژه کارشناسی
کارآموزی دانشجویان کارشناسی
دوره کهاد
پژوهشی
وظایف معاونت پژوهشی
شورای پژوهشی
قطب های علمی و پژوهشکدهها
آزمایشگاه های پژوهشی
آییننامهها و فرم ها
نشریات پژوهشی
راهنمای دسترسی به منابع علمی
نمایش اطلاعات جلسه دفاع
دانشجویی
وظایف معاونت دانشجویی و فرهنگی
انجمنهای علمی
مرکز مشاوره
فرم ها و آیین نامه ها
گروه های آموزشی
مهندسی مکانیک - حرارت و سیالات
مهندسی مکانیک - جامدات
مهندسی انرژی - مهندسی هوافضا
مهندسی هسته ای
تماس با ما
EN
FA
AR
درباره دانشکده
تاریخچه
چشم انداز، ماموریت و اهداف
اعضای هیئت علمی
اعضای هیأت علمی - متصل به سامانه آموزشی
اعضای هیئت علمی - بازنشسته
دستاوردها - افتخارات
امکانات دانشکده
ساختار سازمانی
اطلاعات تماس
محمدرضا نعمت اللهی
محمدرضا نعمت اللهی
(EN Page)
استاد
گروه مهندسی هسته ای
اتاق: -
پست الکترونیکی:
اتاق مجازی:
http://vroom.shirazu.ac.ir/nema
مقالات و کتب
طرح های پژوهشی
پایان نامه ها و رساله ها
دروس ارائه شده
مقالات
محمدرضا اسکندری،محمدرضا نعمت اللهی ،ارزیابی مقادیر طیف فتو نوترونی تولید شده در شتاب دهند ه های خطی پزشکی از روش تجربی و شبیه سازی مونت کارلو ،نشریه پژوهشی علوم پرتو شناسی ،شماره 0 ،0 ،صفحات 0 تا 0 ،
نوید ایوبیان،کمال حداد،محمدرضا نعمت اللهی ،بررسی حفاظ های بیولوژیک استخر نگهداری سوخت مصرف شده نیروگاه بوشه ،مجله علوم و فنون هسته ای ،شماره 0 ،1387 ،صفحات 10 تا 0 ،
محمدرضا نعمت اللهی،محمد نظیفی فرد ،Enhancement of HeaT Transfer in a Typical Preesurized Water Reactor by Different Mixing Vanes on Spacer Grides ،Energy Conversion and Management ،شماره 0 ،2008 ،صفحات 1981 تا 1988 ،
محمد نظیفی فرد،محمدرضا نعمت اللهی،خسرو جعفرپور،Kune Y Suh ،Fluid Dynamics Evaluation of Split Vane Grid Spacer in a Small Modular Reactor ،ATW-INT J NUCL POWER ،شماره 0 ،2015 ،صفحات 736 تا 742 ،
کمال حداد،محمدرضا نعمت اللهی،هدا صادقپور،رضا فقیهی ،Moderation and shielding optimization for a Cf-252 based prompt gamma neutron activation analyzer system ،International Journal of Hydrogen Energy ،شماره 0 ،2016 ،صفحات 7221 تا 7226 ،
مسعود رضایی منفرد، محمد حسن طالبیان،محمدرضا نعمت اللهی،ایران غازی ،بررسی سنجش نقاط ضعف، قوت، تهدیدها و فرص تها در محوطه میراث جهانی تخت جمشید و نقش رستم با تأکید بر مدیریت بحران و حفاظت پیشگیرانه ، مرمت و معماری ایران ،شماره 0 ،1397 ،صفحات 1 تا 12 ،
فرشاد فقیهی،علی اکبر بهرامی ده توتی،محمدرضا نعمت اللهی،افسانه مجسمی ،A new fuel depletion code based on group-wised energy Bateman ODEs; SUDEPLET code for point-like PWR core ، ،شماره 0 ،0 ،صفحات 0 تا 0 ،
ابراهیم قنبری،عطااله ربیعی،محمدرضا نعمت اللهی ، مدیریت انسانی در بهینه سازسی مصرف منابع انزژی در نیروگاه هسته ای بوشهر ،پژوهش های سیاستگذاری و برنامه ریزی انرژی ،شماره 0 ،2020 ،صفحات 41 تا 58 ،
شهاب الدین کامیاب،محمدرضا نعمت اللهی،فرامرز یوسفپور ،تخمین فرکانس حادثه از دست رفتن منبع برق خارج سایت به نیروگاه هسته‌ای ناشی از حوادث با منشأ در شبکه انتقال ،علوم و فنون هسته ای ،شماره 0 ،2020 ،صفحات 1 تا 14 ،
نیلوفر منوچهری چرامکانی،محمدرضا نعمت اللهی،محمدرضا رِئوفت ،فرآیند سایتیابی جهت احداث راکتور تحقیقاتی فارس ،فصلنامه فناوری و انرژی هسته ای ،شماره 0 ،1400 ،صفحات 43 تا 50 ،
محمداسماعیل امیرسلطانی،احمد پیروزمند،محمدرضا نعمت اللهی ،مقایسه درخت رویداد استاتیکی و دینامیکی حادثه از دست رفتن کامل برق (SBO) در نیروگاه هسته ای VVER-1000/V446 ،علوم و فنون هسته ای ،شماره 0 ،1401 ،صفحات 133 تا 146 ،
بهزاد سلماسیان،عطااله ربیعی،محمدرضا نعمت اللهی،احمد پیروزمند ،ارزیابی حالت گذار حوادث منجر به ذوب محلی بدون رخداد خاموشسازی اضطراری با تلفیق کدهای محاسباتی MCNPx و En/COBR ،علوم و فنون هسته ای ،شماره 0 ،1401 ،صفحات 148 تا 157 ،
عارف الدین زرنوشه فراهانی،فرامرز یوسف پور،محمدرضا نعمت اللهی،احمد پیروزمند ،آنالیز اثرات انواع گردش طبیعی بر میزان انتشار مواد رادیواکتیو در طی حادثه شدید نیروگاه PWR ،علوم و فنون هسته ای ،شماره 0 ،1402 ،صفحات 78 تا 86 ،
M.R. Nematollahi، ,A Simulation of a Steam Generator Tube Rupture in a VVER-1000 Plant ,Energy Conversion and Management ,vol. 0 ,2008 ,pp. 1972-1980 ,
M.R. Nematollahi، ,Development and application of a Risk Asswssment Tool ,Reliability Engineering & System Safety ,vol. 0 ,2008 ,pp. 1130-1137 ,
M.R. Nematollahi ,Evaluation of Exerting Force on the Heating Surface Due to Bubble Ebullition in Subcooled Flow Boiling ,International Journal of Mechanical and Mechatronics Engineering ,vol. 0 ,2008 ,pp. 676-683 ,
M.R. Nematollahi،Mohammad Nazififard، ،hidetoshi hashizome ,Efect of Bend Curvature Ratio on Flow Pattern at a Mixing Tee after a 90 Degree Bend ,International Journal of Engineering ,vol. 0 ,2009 ,pp. 1-6 ,
Saiedeh Safaei Arshi،M.R. Nematollahi،kamran sepanloo ,Coupling CFAST fire modeling and SAPHIRE Probabilistic assessment software for internal fire safety evaluation of a typical TRICA research reactor ,Reliability Engineering & System Safety ,vol. 0 ,2010 ,pp. 166-172 ,
M.R. Nematollahi،Mohammad Nazififard ,Evaluation of Heat Trans fer Shear of Different Mechanisms in Subcooled Nucieate Boiling ,international journal of engineering ,vol. 0 ,2010 ,pp. 1-6 ,
Kavoos Abbasi،nasrin hoseini motlagh،M.R. Nematollahi،hidetoshi hashizome ,Detection of axial crack in the bend region of a pipe by the high frequency electromagnetic waves ,International Journal of Pressure Vessels and Piping ,vol. 0 ,2009 ,pp. 764-768 ,
shahab addin kamyab،M.R. Nematollahi ,Evaluating the core damage frequency of a TRIGA research reactor using risk assessment tool software ,Nuclear Engineering and Design ,vol. 0 ,2011 ,pp. 2942-2947 ,
Zahra Tabadar،Kamal Hadad،M.R. Nematollahi،Mehdi Hashemi،Masoud Jabbari Dehaghi،Mohammad Khaleghi ,Simulation of a control rod ejection accident in a VVER-1000/V446 using ,Annals of Nuclear Energy ,vol. 0 ,2012 ,pp. 106-114 ,
shahab addin kamyab،M.R. Nematollahi ,Performance evaluating of the AP1000 passive safety systems for mitigation of small break loss of coolant accident using risk assessment tool-II software ,Nuclear Engineering and Design ,vol. 0 ,2012 ,pp. 32-40 ,
M.R. Nematollahi،babak khonsha ,Comparison of T-junction flow pattern of water and sodium for different geometries of power plant piping systems ,Annals of Nuclear Energy ,vol. 0 ,2012 ,pp. 83-93 ,
M.R. Nematollahi،mahdi rezaiean ,Failure Analysis of Low Pressure Evaporator Tubes in a Typical Combined Cycle Power Plant ,Applied Mechanics and Materials ,vol. 0 ,2012 ,pp. 4607-4614 ,
Mohammad Nazififard،M.R. Nematollahi،Khosrow Jafarpur،Kune Y Suh ,NUMERICAL SIMULATION OF WATER BASED ALUMINA NANOFLUID IN SUBCHANNEL GEOMETRY ,Science and Technology of Nuclear Installations ,vol. 0 ,2012 ,pp. 1-12 ,
Mohammad Nazififard،M.R. Nematollahi،Khosrow Jafarpur،Kune Y Suh ,Augmented Safety Heat Transport in Research Reactor IR-40 Using Nanofluid ,atw – International Journal for Nuclear Power ,vol. 0 ,2012 ,pp. 262-269 ,
Mohammad Nazififard،M.R. Nematollahi،Khosrow Jafarpur،Kune Y. Suh ,Computational Analysis for Research Reactor IR-40 Rod Bundle ,atw-International Journal for Nuclear Power ,vol. 0 ,2012 ,pp. 523-529 ,
M.R. Nematollahi،Mohamadreza Mazhari ,QUANTITATIVE EVALUATION OF HEAT TRANSFER IN BUBBLE COLLAPSE PROCESS IN SUBCOOLED FLOW BOILING ,TRANSACTIONS OF FUSION SCIENCE AND TECHNOLOGY ,vol. 0 ,2012 ,pp. 186-192 ,
shahab addin kamyab،M.R. Nematollahi، ,Sensitivity analysis on the effect of software-induced common cause failure probability in the computer- based reactor trip system unavailability ,Annals of Nuclear Energy ,vol. 0 ,2013 ,pp. 294-303 ,
Kamal Hadad،aref rahimian،M.R. Nematollahi ,Numerical study of single and two-phase models of water/Al2O3 nanofluid turbulent forced convection flow in VVER-1000 nuclear reactor ,Annal of Nuclear Energy ,vol. 0 ,2013 ,pp. 287-294 ,
،M.R. Nematollahi،M. Hashemi Tilnouei ,Flow field analysis of BWRs’ liquid jet pump by FLUENT ,Iranian Journal of Nuclear Sciences and Engineering ,vol. 0 ,2013 ,pp. 27-36 ,
Mohammad Nazififard،poria soroush،M.R. Nematollahi ,HEAT TRANSFER AND SAFETY ENHANCEMENT ANALYSIS OF FUEL ASSEMBLY INADVANCED PRESSURIZED WATER REACTORS A CFD APPROACH ,Indian J.Sci.Res.1(2) ,vol. 0 ,2014 ,pp. 487-495 ,
Kamal Hadad،M.R. Nematollahi، ,VVER-1000 cross-section library generation for ORIGEN-II based on MCNP calculations ,International Journal of Hydrogen energy ,vol. 0 ,2015 ,pp. 15158-15163 ,
Ahmad Pirouzmand،peyman dehghani،Kamal Hadad،M.R. Nematollahi ,Dose assessment of radionuclides dispersion from Bushehr nuclear power plant stack under normal operation and accident conditions ,International Journal of Hydrogen Energy ,vol. 0 ,2015 ,pp. 15199-15205 ,
Ahmad Pirouzmand،peyman dehghani،Kamal Hadad،M.R. Nematollahi ,Dose assessment of radionuclides dispersion from BNPP stack under normal operation and accident conditions ,journal of hydrogen energy ,vol. 0 ,2015 ,pp. 15198-15205 ,
Mahtab Adine،M.R. Nematollahi،Ali Erfaninia ,Experimental and numerical void fraction measurement for modeled two-phase flow inside a vertical pipe ,Annals of Nuclear Energy ,vol. 0 ,2015 ,pp. 188-192 ,
Reza Faghihi،M.R. Nematollahi،Ali Erfaninia،Mahtab Adine ,Void fraction measurement in modeled two-phase flow inside a vertical pipe by using polyethylene phantoms ,International Journal of Hydrogen Energy ,vol. 0 ,2015 ,pp. 15206-15212 ,
Shinji Ebaraa،M.R. Nematollahi،Hidetoshi Hashizume ,Visualization experiment of complex flow field in a sphere-packed pipe by detailed PIV measurement ,Fusion Engineering and Design ,vol. 0 ,2014 ,pp. 1251-1256 ,
M.R. Nematollahi،Ali Erfaninia،samira salatini ,REDUCTION OF CORE DAMAGE FREQUENCY VIA NEW DESIGN FOR EMERGENCY CORE COOLING SYSTEM IN A TYPICAL PWR will be published in ,International Journal of Hydrogen Energy ,vol. 0 ,2015 ,pp. 15185-15191 ,
M.R. Nematollahi،behnam behzadi nejad، ,Feasibility Study of Using Nano-Fluids as a Neutron Absorber in Reactor Emergency Core Cooling System ,International Journal of Hydrogen Energy ,vol. 0 ,2015 ,pp. 15192-15197 ,
Somayeh Bagheri،Farshad Faghihi،M.R. Nematollahi،behnam behzadi nejad ,Assessment of Thermal Hydraulics Parameters of the VVER-1000 During Transient Conditions ,Hydrogen Energy ,vol. 0 ,2016 ,pp. 7103-7111 ,
Kamal Hadad،hoda sadeghpour،M.R. Nematollahi ,Source substitution and optimization of CBX(TM) PGNAA analyzer in Kangan cement plant ,Progress in nuclear energy ,vol. 0 ,2016 ,pp. 204-211 ,
Mehdi Javidi،M.R. Nematollahi،Mohamad mehdi Lalehparvar،arash ghassemi ,Failure Analysis of AISI 321 Austenitic Stainless Steel Water Piping in a Power Plant ,Journal of Failure Analysis and Prevention ,vol. 0 ,2016 ,pp. 209-215 ,
Hamed Atajafari،M.R. Nematollahi،M. Hashemi Tilnouei، ,Validation of RELAP5/MOD3.2 Code for Flashing-Induced Instabilities in a Single Channel ,World Journal of Nuclear Science and Technology ,vol. 0 ,2015 ,pp. 6-17 ,
Ali Erfaninia،M.R. Nematollahi , Numerical study of mass transfer coefficient in a T-junction ,International Journal of Hydrogen Energy ,vol. 0 ,2016 ,pp. 7027-7035 ,
kourosh keshtkar،M.R. Nematollahi،Ali Erfaninia ,CFX study of flow accelerated corrosion via mass transfer coefficient calculation in a double elbow ,International Journal of Hydrogen Energy ,vol. 0 ,2016 ,pp. 7036-7046 ,
ataollah rabiee،mohammad mehdi mirzaee،M.R. Nematollahi،Alireza Atf ,Experimental and numerical investigation of natural circulation stability of the SHUNCL thermal-hydraulic loop ,Progress in Nuclear Energy ,vol. 0 ,2016 ,pp. 386-396 ,
Mahmood Yaghoubi، ،M.R. Nematollahi،Sajad Bashiry ,Experimental Study of Subcooled Pool Boiling around a Circular Rough Cylinder ,AUT Journal of Mechanical Engineering ,vol. 0 ,2017 ,pp. 21-28 ,
Ali Erfaninia،afshin hedayat،S. M. Mirvakili،M.R. Nematollahi ,Neutronic-thermal hydraulic coupling analysis of the fuel channel of a new generation of the small modular pressurized water reactor including hexagonal and square fuel assemblies using MCNP and CFX ,Progress in Nuclear Energy ,vol. 0 ,2017 ,pp. 213-227 ,
shahab addin kamyab،Kamal Hadad،M.R. Nematollahi ,Using MCNP for success criteria evaluation of reactor trip function in probabilistic modeling of ATWS upon LOOP ,Progress in Nuclear Energy ,vol. 0 ,2018 ,pp. 270-277 ,
Farshad Faghihi،Aliakbar Bahrami Dehtuti،M.R. Nematollahi،Afsane Mojassami ,A new fuel depletion code development for PWRs SUDEPLET code ,ANNALS OF NUCLEAR ENERGY ,vol. 0 ,2018 ,pp. 345-360 ,
shahab addin kamyab،M.R. Nematollahi،Faramarz Yosefpour،Kaveh Karimi،Shahabeddin Kamyab ,Investigating the effectiveness of outfitting nuclear power plant with automatic seismic trip system based on the early detection of earthquake ,Soil Dynamics and Earthquake Engineering ,vol. 0 ,2019 ,pp. 162-172 ,
Motahare Effati Kalarmi،Kamal Hadad،M.R. Nematollahi ,An accelerated synchronized forward-adjoint approach in method of characteristics neutron transport solution ,Annals of Nuclear Energy ,vol. 0 ,2019 ,pp. 820-829 ,
Ghasem Rahimi،Kamal Hadad،M.R. Nematollahi،Ehsan Zarifi،Sumer Sahin ,Comparison of semi-heavy water and H2O as coolant for a conceptual research reactor from the view point of neutronic parameters ,Progress in Nuclear Energy ,vol. 0 ,2020 ,pp. 103126-0 ,
Ghasem Rahimi،M.R. Nematollahi،Kamal Hadad،ataollah rabiee ,Conceptual design of a high neutron flux research reactor core with low enriched uranium fuel and low plutonium production ,Nuclear Engineering and Technology ,vol. 0 ,2020 ,pp. 499-507 ,
Farshad Faghihi،Aliakbar Bahrami Dehtuti،M.R. Nematollahi،Afsane Mojassami ,A new fuel depletion code based on group-wise Bateman ODEs; SUDEPLET code for point-like PWR core ,Progress in Nuclear Energy ,vol. 0 ,2020 ,pp. 0-0 ,
babak khonsha،Gholamreza Jahanfarniaa،kamran sepanloo،M.R. Nematollahi ,Scaling and thermal-hydraulic design of a test loop for the VVER-1000 reactor ,Progress in Nuclear Energy ,vol. 0 ,2019 ,pp. 18-27 ,
Abbas Sedghkerdar،Ali Erfaninia،M.R. Nematollahi ,2D PIV study of flow accelerated corrosion downstream a typical industrial gate valve ,Progress in Nuclear Energy ,vol. 0 ,2020 ,pp. 103260-0 ,
Ghasem Rahimi،Kamal Hadad،M.R. Nematollahi ,Innovative designed fuel pin of conceptual semi-heavy water research reactor with improved reactor safety ,Progress in Nuclear Energy ,vol. 0 ,2020 ,pp. 103559-0 ,
shahab addin kamyab،M.R. Nematollahi،Pierre Henneuax،Pierre-Etienne Labeau ,Development of a hybrid method to assess grid-related LOOP scenarios for an NPP ,Reliability Engineering & System Safety ,vol. 0 ,2021 ,pp. 107298-0 ,
babak khonsha، ، ،M.R. Nematollahi ,Transient Thermal Hydraulic Analisis Of A Scaled Down Test Loopfore The Vver-100 Reactor Using RELAP5 Code ,ATW-INTERNATIONAL JOURNAL FOR NUCLEAR POWER ,vol. 0 ,2020 ,pp. 595-602 ,
shahab addin kamyab،M.R. Nematollahi،Pierre Henneaux،Pierre-Etienne Labeau ,Investigating the influence of the variation of the load characteristic on the occurrence frequency of Grid-related Loss of Offsite Power using a probabilistic-deterministic methodology ,Progress in Nuclear Energy ,vol. 0 ,2021 ,pp. 103870-0 ,
Behzad Salmassian،ataollah rabiee،M.R. Nematollahi،Farshad Faghihi،Ahmad Pirouzmand ,Transient Parameter Analysis of Non-scrammed Local Melting Accidents—A VVER 1000 Case Study ,Frontiers in Energy Research ,vol. 0 ,2021 ,pp. 0-0 ,
babak khonsha، ،kamran sepanloo،M.R. Nematollahi، ,ANSYS-CFX simulation of the SRBTL test loop core with nanofluid coolant ,Kerntechnik ,vol. 0 ,2021 ,pp. 445-453 ,
Mohammadesmaeel Amirsoltani،Ahmad Pirouzmand،M.R. Nematollahi ,Development of a dynamic event tree (DET) to analyze SBO accident in VVER-1000/V446 nuclear reactor ,Annals of Nuclear Energy ,vol. 0 ,2022 ,pp. 108786-0 ,
Shahabeddin Kamyab، ،M.R. Nematollahi،Pierre Henneaux،Pierre-Etienne Labeau ,Assessment of the grid-related loss of offsite power to the nuclear power plants in the presence of wind farms ,Progress in Nuclear Energy ,vol. 0 ,2023 ,pp. 104508-0 ,
Behzad Salmassian،ataollah rabiee،M.R. Nematollahi،Ahmad Pirouzmand ,Diagnosing core local flow blockages in a VVER-1000/446 reactor using ex-core detectors and neural networks ,Progress in Nuclear Energy ,vol. 0 ,2023 ,pp. 104736-0 ,
Siyamak Parsaei،Ahmad Pirouzmand،M.R. Nematollahi،Ali Reza Ahmadi،Kamal Hadad ,Effect of test-caused degradation on the unavailability of standby safety components ,Nuclear Engineering and Technology ,vol. 0 ,2024 ,pp. 526-535 ,
Siyamak Parsaei،Ahmad Pirouzmand،M.R. Nematollahi،Ali Reza Ahmadi،Mohammad reza Zerehpoosh ,Risk-effective optimal maintenance regime for a periodically tested safety component subjected to imperfect repair ,Annals of Nuclear Energy ,vol. 0 ,2025 ,pp. 110902-0 ,
همایش ها
فرشاد فقیهی،سید محمد میروکیلی،سعیده صفائی عرشی،محمدرضا نعمت اللهی ,Evaluating the consequences of loss of flow accident for a typical VVER -1000 nuclear reactor ,14 th International Conference on Emerging Nuclear Energy Systems ,2009 ,پرتغال ,
محمدرضا نعمت اللهی،کمال حداد،محمدعلی فقیهی ,شبیه سازی نگهدارنده های دسته میله های سوخت هسته ای ,جایگاه چرخه سوخت در توسعه فناوری و تحقیقات ,2006 ,ایران-اصفهان ,
محمدرضا نعمت اللهی،کمال حداد،عبدالجواد جعفرپور ,بررسی اثر حادثه SGTR بر روی پارامترهای ترموهیدرولیکی مدار اولیه نیروگاه VVER-1000 ,کنفرانس هسته ای اصفهان ,2006 ,ایران-اصفهان ,
کمال حداد،محمدرضا نعمت اللهی ,تأثیر حادثه SBLOCA بر روی پارامترهای محفظه فشار نیروگاه VVER-1000 ,کنفرانس هسته ای اصفهان ,2006 ,ایران-اصفهان ,
محمدرضا نعمت اللهی،کمال حداد ,شبیه سازی عددی انتقال حرارت و میدان جریان سه بعدی آشفته بر روی دسته میله های سوخت همراه با پره های مخلوط کننده درون قلب یک راکتور آبی تحت فشار ,کنفرانس سالانه بین المللی مهندسی مکانیک ,2006 ,ایران-تهران ,
محمدعلی فقیهی،محمدرضا نعمت اللهی ,نقش چرخه سوخت در مرتبط سازی علوم مهندسی ,همایش چرخه سوخت هسته ای در توسعه فناوری و تحقیقات ,2005 ,ایران-اصفهان ,
محمدرضا نعمت اللهی ,تبدیل پسمان های هسته ای بلند عمر به رادیو ایزوتوپهای کوتاه عمرتر و کم زیان تر ,همایش چرخه سوخت هسته ای در توسعه فناوری و تحقیقات ,2006 ,ایران-اصفهان ,
محمدرضا نعمت اللهی ,جایگاه فعلی و آتی انرژی هسته ای در تولید پایدار ، پاک ، ایمن و اقتصاد انرژی ,همایش چرخه سوخت هسته ای در توسعه و فناوری و تحقیقات ,2006 ,ایران-اصفهان ,
محمدرضا نعمت اللهی ,نقش چرخه سوخت هسته ای در ارتقاء علوم پزشکی ,همایش چرخه سوخت هسته ای در توسعه فناوری و تحقیقات ,2006 ,ایران-اصفهان ,
محمدرضا نعمت اللهی،محمد نظیفی فرد ,چرخه سوخت هسته ای از دیدگاه پرتو شناسی و بررسی ریسک وقوع آلودگی ناشی از حوادث هسته ای ,همایش چرخه سوخت هسته ای در توسعه فناوری و تحقیقات ,2006 ,ایران-اصفهان ,
رضا فقیهی،محمدرضا نعمت اللهی،سیمین مهدیزاده نادری ,شبیه سازی CT اسکن صنعتی و الگوریتم تصحیح خطای Beam Hardening ,اولین کنفرانس بازرسی فنی و آزمون غیر مخرب ,2007 ,ایران-تهران ,
محمد نظیفی فرد،منوچهر روشن ضمیر،محمدرضا نعمت اللهی ,شبیه سازی ترموهیدرولیکی مجموعه سوخت کروی راکتور PBMR به روش CDF ,کنفرانس هسته ای یزد ,2008 ,ایران-یزد ,
محمدرضا نعمت اللهی،کمال حداد ,شبیه سازی لوپ تحقیقاتی lobi توسط کد محاسباتی Relap5 جهت تجزیه و تحلیل حوادث SB-;OCA در نیروگاههای هسته ای ,کنفرانس هسته ای ایران ,2007 ,ایران-اصفهان ,
محمدرضا نعمت اللهی،محمد نظیفی فرد ,Introducting a New Risk Monitoring Software for Operation Maintenance and Safetu pf NPP ,اولین سمینار بین المللی تبادل تجربیات طراحی و ساخت نیروگاههای هسته ای ,1387 ,ایران-شیراز ,
موسی زارع ثانی،مهدی رضاییان،محمدرضا نعمت اللهی ,بررسی توزیع دما و انتقال حرارت در دو نوع قرص سوخت توپر و توخالی قبل و بعد از ترک خوردگی در داخل قرص ,پانزدهمین کنفرانس هسته ای ایران ,1387 ,ایران-گلستان ,
محمدرضا نعمت اللهی ,60 O تحلیل ترمو هیدرولیکی نتایج حاصل از شبیه سازی حادثه پارگی لوله های مولد بخار در ,شانزدهمین کنفرانس هسته ای ایران در منطقه آزاد قشم ,1386 ,ایران - قشم ,
محمدرضا نعمت اللهی،محمدرضا اسکندری،ابراهیم گشتاسبی راد،بابک خنشا،عبدالصمد جعفری , o مدلسازی توزیع دما ، سرعت و فشار سیال سدیم مایع در مجاورت اتصالات سیستم ,شانزدهمین کنفرانس هسته ای ایران ,1388 ,ایران - قشم ,
محمدرضا نعمت اللهی ,SBWR Thermo Hydraulic Loop Modeling for Analysing Vold - fraction Effects during ,Congress on Peaceful Application of Nuclear Technology ,1388 ,ایران - شیراز ,
محمدرضا نعمت اللهی ,صنعت جامع هسته ای گامی اساسی جهت نیل به استقلال ,Congress on Peaceful Application of Nuclear Technology ,1388 ,ایران - شیراز ,
محمدرضا نعمت اللهی،محمد نظیفی فرد ,مدلسازی ترمو هیدرولیکی سوخت در قلب راکتورهای با سوخت کروی ,Congress on Peaceful Application of Nuclear Technology ,1388 ,ایران - شیراز ,
کمال حداد،حسین مجیدی مرقی،محمدرضا نعمت اللهی ,تشخیص و طبقه بندی خطاها در نیروگاه هسته ای بوشهر با استفاده از شبکه های عصبی ,هفدهمین کنفرانس هسته ای ایران ,1389 ,اصفهان_ایران ,
محمدرضا مظهری،محمدرضا نعمت اللهی ,ارزیابی انتقال حرارت در جریان جوشش هسته ای فرو سرد بر وی یک میله داغ ,دومین همایش فنآوری هسته ای خدمات مهندسی ,1389 ,تهران ,
محمدرضا مظهری،محمدرضا نعمت اللهی ,مطالعه ضریب تضاعف نامحدود در یک راکتور CANDU در طول تابشی دهی سوخت , دومین همایش فنآوری هسته ای خدمات مهندسی ,1389 ,تهران ,
زهرا مختاری همامی،محمدرضا نعمت اللهی،کمال حداد ,بررسی ایمنی بحرانی سیلندرهای هگزافلورید اورانیم 30B و 48X ,دومین همایش فنآوری هسته ای خدمات مهندسی ,1389 ,تهران ,
شهاب الدین کامیاب،محمدرضا نعمت اللهی،سیدمحمود فاموری ,طراحی نرم افزار ریسک مونیتورینگ جهت بررسی ارتقای اتکاپذیری سیستم پسیو خنک سازی قلب راکتور AP1000 با در نظرگرفتن افزونگیها و خطاهای دارای منشا مشترک ,دومین همایش فنآوری هسته ای خدمات مهندسی ,1389 ,تهران ,
محمدرضا نعمت اللهی،مهدی رضائیان ,مطالعات ترموهیدرولیک در طراحی بومی راکتور هسته ای نسل III+ آب جوشان تکامل یافته ,دومین همایش فنآوری هسته ای خدمات مهندسی ,1389 ,تهران ,
مهدی رضائیان،محمدرضا نعمت اللهی،ارش سیرویی نژاد ,بررسی علت تخریب لوله هایEvap-lp بویلرهای نیروگاه سیکل ترکیبی فارس ,سومین کنفرانس نیروگاه های برق ,1389 ,مازندران ,
مهدی رضائیان،محمدرضا نعمت اللهی ,برآورد تجربی کسر خلاء در یک جریان گردش طبیعی دوفازی ,ISME بیستمین همایش سالانه بین المللی مهندسی مکانیک ایران، 2012 ,1391 ,شیراز ,
محمدرضا نعمت اللهی،علی عرفانی نیا،محمدرضا مظهری (دانشجو) ,آنالیز رفتار حباب وتعیین سهم کمی مکانیزمهای مختلف انتقال حرارت ناحیه جوشش هسته ای فروسرد برروی یک میله داغ , نوزدهمین کنفرانس هسته ای ایران ,1391 ,مشهد ,
مهدی رضاییان،محمدرضا نعمت اللهی ,تست لوپ ترموهیدرولیکی جریان گردش طبیعی SHUNCL ,نوزدهمین کنفرانس هسته ای ایران ,1391 ,مشهد ,
کمال حداد،عارف رحیمیان،محمدرضا نعمت اللهی ,ارزیابی مقایسه ای و حل عددی جریان آشفته نانو سیال Al2O3/Water در راکتور VVER-1000 به روش تک فازی و دو فازی ,نوزدهمین کنفرانس هسته ای ایران ,1391 ,مشهد ایران ,
محمد نظیفی فرد،محمدرضا نعمت اللهی ,شبیه سازی ترموهیدرولیکی مجموعه میله های سوخت راکتور اتمی بوشهر با استفاده از ANSYS CFX 12.1 ,نوزدهمین کنفرانس هسته ای ایران ,1391 ,مشهد ,
محمد نظیفی فرد،محمدرضا نعمت اللهی ,معرفی سیستم تولید همزمان الکتریسیته گرما و برودت در یک نیروگاه هسته ای ,کنفرانس ملی تولید برق همزمان با حرارت و برودت و سیستمهای هیبریدی ,1392 ,کاشان ,
عباس زارع،محمدرضا نعمت اللهی،کمال حداد،خسرو جعفرپور،مسعود امین مظفری ,بر ر سی اثر حادثه SGTR بر روی پارامترهای ترمو هیدرولیکی مدار اولیه نیروگاه VVER-1000 ,کنفرانس هسته ای ایران ,1385 ,اصفهان ,
کمال حداد،محمدرضا نعمت اللهی،هدا صادق پور ,بهینه سازی ساختار چشمه نوترونی دستگاه آنالیز عنصری به روش PGNAA ,20 امین کنفرانس هسته ای ایران ,1392 ,رشت ,
الهام ناروئی،عطااله ربیعی،محمدرضا نعمت اللهی ,بررسی ترموهیدرولیکی و خنک سازی دایورتور راکتور ITER به کمک جریان چرخشی ,بیستمین کنفرانس هسته ای ایران ,1392 ,رشت ,
محمدرضا نعمت اللهی،محمد نظیفی فرد ,ارزیابی انتقال حرارت توامان رسانش – جابجایی میله سوخت راکتور هسته ای آبی تحت فشار به روش تحلیلی- عددی ,ششمین همایش ملی فیزیک دانشگاه پیام نور ,1392 ,دانشگاه پیام نور مرکز اصفهان ,
محمدرضا نعمت اللهی،رضا فقیهی،محمد نظیفی فرد،مهتاب ادینه ,اندازه گیری تجربی ضریب کسر حفره در جریان دوفازی در یک لوله عمودی با استفاده از باریکه پرتو گاما ,ششمین همایش ملی فیزیک دانشگاه پیام نور ,1392 ,دانشگاه پیام نور مرکز اصفهان ,
محمدرضا نعمت اللهی،محمد نظیفی فرد،مسعود خالقی،علی عرفانی نیا ,تحلیل عددی میدان جریان سیال در پمپ راکتور هسته ای پیشرفته آب جوشان به روش دینامیک سیالات محاسباتی ,ششمین همایش فیزیک دانشگاه پیام نور ,1392 ,دانشگاه پیام نور مرکز اصفهان ,
محمدرضا نعمت اللهی،علی عرفانی نیا،محمد نظیفی فرد ,آنالیز نوترونیک - ترموهیدرولیک مجموعه سوخت راکتور بوشهر با کوپل CFD MCNP ,بیستمین کنفرانس هسته ای ایران ,1392 ,دانشگاه گیلان ,
محمدرضا نعمت اللهی،علی عرفانی نیا , تحلیل ترموهیدرولیکی مجتمع سوخت راکتور40 IR به روشCFD ,بیستمین کنفرانس هسته ای ایران ,1392 ,دانشگاه گیلان ,
تورج نظری،محمدرضا نعمت اللهی،امیرسعید، شیرانی،محسن صالحی ,مدلسازی رفتار دمایی المانهای سوخت راکتورهای آبی تحت فشار طی فرایند از همگسیختگی قلب به کمک کد SCDAP-RELAP5/MOD 4.3 ,بیستمین کنفرانس هسته ای ایران ,1392 ,دانشگاه گیلان ,
محمدرضا نعمت اللهی،علی عرفانی نیا،محمدعلی رفیعی فروشانی ,تحلیل انتقال حرارت ناشی از جریان چرخشی روی هیله های سوخت راکتورهای هسته ای ,اولین کنفرانس دوسالانه چرخه سوخت و مواد هسته ای ,1392 ,اصفهان ,
محمدرضا نعمت اللهی،علی عرفانی نیا ,ارزیابی و طبقه بندی حوادث در کارخانه ساخت مجتمع سوخت هسته ای ,اولین کنفرانی دوسالانه چرخه سوخت ومواد هسته ای ,1392 ,اصفهان ,
محمدمهدی میرزایی ،عطااله ربیعی،محمدرضا نعمت اللهی ,بررسی پایداری جریان گردش طبیعی در تست لوپ ترموهیدرولیکی SHUNCL ,بیست و یکمین کنفرانس هسته ای ایران ,1393 ,دانشگاه اصفهان ,
محمدمهدی میرزایی ،محمدرضا نعمت اللهی،عطااله ربیعی ,مقایسه داده های آزمایشگاهی و شبیه سازی عددی لوپ ترموهیدرولیکی SHANCL ,بیست و یکمین کنفرانس هسته ای ایران ,1393 ,دانشگاه اصفهان ,
محمود یعقوبی،سجاد بشیری،محمدرضا نعمت اللهی،کامران هیربدی ,Experimental investigation of effect of subcooling degree on surface temperature and heat transfer coefficient for pool boiling ,کنفرانس بین المللی مهدسی مکانیک ,1394 ,دانشگاه امیر کبیر تهران ,
محمدمهدی میرزایی ،محمدرضا نعمت اللهی،عطااله ربیعی ,مقایسه داده های آزمایشگاهی و شبیه سازی عددی لوپ ترموهیدرولیکی SHUNCL ,بیست و یکمین کنفرانس هسته ای ایران ,1393 ,اصفهان ,
سمیه باقری،فرشاد فقیهی،محمدرضا نعمت اللهی ,ارزیابی پارامترهای ترموهیدرولیکی قلب راکتور VVER-1000 بوشهر در طی حالت گذاری تزریق راکتیویته ,کنفرانس هسته ای ایران ,1394 ,دانشگاه یزد ,
محمدرضا نعمت اللهی ,نقش موزه ها در آموزش، ترویج نوآوری و نیل به توسعه پایدار ,چهارمین کنفرانس آموزش مهندسی ایران و اولین کنفرانس بین المللی آموزش مهندسی با تکیه بر فناوری های نوین یادگیری، ,1394 ,دانشگاه شیراز ,
مهدی جاویدی،محمدرضا نعمت اللهی،فیض الله برات پور ,بررسی علل تخریب لوله اکونومایزر واحد بویلر دز نیروگاه سیکل ترکیبی ,سی و هشتمین همایش شیمی نیروگاه ,1394 ,شیراز ,
محمدرضا نعمت اللهی،سیدفاضل قاضی اردکانی،محسن ابراهیمیان شمس اباد ,راهبرد ارنامه جامع مدیزیت FAC جهت تعیین شدت تاثیزپذیری نواحی مختلف و ارائه سیستم پایش مناسب با آن در نیروگاه هسته ای بوشهر ,سی و هشتمین همایش شیمی نیروگاه ,1394 ,شیراز ,
محمدرضا نعمت اللهی،علی عرفانی نیا ,متدولوژی پیاده سازی لوپ آرمایشگاهی برای بررسی اثر میدان جریان بر خوردگی تسریع یافته ناشی از جریان در قطعات نیروگاهی ,سی و هشتمین همایش شیمی نیروگاه ,1394 ,شیراز ,
محمدرضا نعمت اللهی،محمد آقایی فروشانی،مجتبی بینازاده ,سلول های خورشیدی شناور بر آب راهی برای حل مشکل تبخیر آب از سطح سدها و استخرهای ذخیره سازی آب و تولید هم زمان برق خورشیدی ,ششمین کنفرانس آب، پساب و پسماند ,1394 ,تهران ,
احمد پیروزمند،فاطمه محمد حسنی،محمدرضا نعمت اللهی ,مطالعه مقایسه ای روش های مختلف تولید ثوابت پخش چند گروهی نوترون براساس روش مونت کارلو ,بیست و سومین کنفرانس هسته ای ایران ,1395 ,دانشگاه آزاد- علوم تحقیقات تهران ,
فرشاد فقیهی،محمدرضا نعمت اللهی،علی اکبر بهرامی ده توتی ,کد مصرف سوخت راکتورهای PWR با غنای متوسط کمتر از 5 درصد SUDEPLET ,بیست و چهارمین کنفرانس هسته ای ایران ,1396 ,دانشگاه اصفهان ,
بهزاد خسروپور،محمدرضا نعمت اللهی،مهدی ایزدی ,Study of radiation risk on radiation sources (Gamma Emission) by SuperMC 3.2 Software ,5th International Reliability and Safety Engineering conference ,2018 ,شیراز ,
امیر صادق نوع دوست،فرشاد فقیهی،محمدرضا نعمت اللهی،علی فخرایی ,محاسبه و بررسی فیدبک ایمنی آنی برای راکتور ماژولار کوچک به روش مونت کارلو ,IRSEC2018 ,1397 ,دانشگاه شیراز ,
علی فخرایی،فرشاد فقیهی،امیر صادق نوع دوست،محمدرضا نعمت اللهی ,بررسی اثر حادثه Station Blackout بر روی پارامترهای ترموهیدرولیکی راکتور NuScale با استفاده از کد RELAP5/MOD 3.3 ,IRSEC2018 ,1397 ,دانشگاه شیراز ,
فاطمه محمد حسنی،محمدرضا نعمت اللهی،مهدی ایزدی ,Implementation of Passive Cyber Defense and Its Achievements ,5th International Reliability and Safety Engineering conference ,2018 ,شیراز ,
ابراهیم قنبری،عطااله ربیعی،محمدرضا نعمت اللهی ,مدیریت انسانی در بهینه سازی مصرف منابع انرژی در نیروگاه تولید توان برق بوشهر ,ششمین کنفرانس سالیانه انرژی پاک ,1397 ,دانشگاه شیراز ,
مسعود رضایی منفرد،محمد حسن طالبیان،محمدرضا نعمت اللهی،پژمان طرفه نژاد،حمید روزیطلب , بررسی طرح مدیریت بحران محوطه میراث جهانی تخت جمشیدبا استفاده از روش SWOT ,هفتمین کنفرانس بین المللی مدیریت جامع بحران ,1394 ,تهران ,
فاطمه محمد حسنی،احمد پیروزمند،محمدرضا نعمت اللهی ,ارزیابی اثر فرسودگی اجزاء بر معیار ریسک سیستمهای ایمنی نیروگاه VVER-1000 با استفاده از کوپلینگ مدل‌های نگهداری مارکوف و روش درخت خطا ,IRSEC2020 ,2021 ,دانشگاه شیراز ,
محمد خالوندی،محمدباقر غفرانی،محمدرضا نعمت اللهی،حسن سعادتی ,شبیه سازی و تحلیل آزمایش اختلاط سیال خنککننده در محفظه فشار راکتور نیروگاه هسته‌ای بوشهر با استفاده از نرمافزار ANSYS CFX 18.0 ,IRSEC2020 6th International Reliability and Safety Engineering Conference ,2021 ,Shiraz ,
نیلوفر منوچهری چرامکانی،محمدرضا نعمت اللهی،یاسر حمیدی اطهر ,پیش‌‌بینی پخش مواد رادیواکتیو از سایت پیشنهادی راکتور تحقیقاتی فارس با استفاده از نرمافزار HYSPLIT ,IRSEC2020 6th International Reliability and Safety Engineering Conference ,2021 ,Shiraz ,
شهاب الدین کامیاب،محمدرضا نعمت اللهی،فرامرز یوسف پور ,آنالیز حساسیت بر تأثیر وضعیت شبکه پیش خطا در فرکانس وقوع حادثه از دست رفتن شبکه برق خارجی به نیروگاه هسته ای به کمک روش مرکب ,IRSEC2020 6th International Reliability and Safety Engineering Conference ,2021 ,Shiraz ,
محمداسماعیل امیرسلطانی،احمد پیروزمند،محمدرضا نعمت اللهی ,ارزیابی عملکرد اپراتور در حادثه SBO توسط رهیافت درخت رویداد دینامیکی در نیروگاه هسته ای VVER-1000/V446 ,IRSEC2020 6th International Reliability and Safety Engineering Conference ,1400 ,شیراز ,
سیامک پارسایی،محمدرضا نعمت اللهی،احمد پیروزمند،محمد رضا زره پوش قصراحمدی ,توسعه مدل عدم دسترس پذیری وابسته به عمر تجهیز ایمنی برای کاربرد در ارزیابی ایمنی احتمالاتی سطح 1 ,هفتمین کنفرانس بین المللی مهندسی قابلیت اطمینان و تیمنی ,1402 ,تهران-پژوهشگاه هوافضا ,
محمدرضا نعمت اللهی،علی عرفانی نیا ,بکارگیری تکنیک سرعت سنجی بر مبنای تصویربرداری ذرات در بررسی اثر جریان سیال بر خوردگی شتاب یافته ناشی از جریان در اتصال تی شکل دریک نیروگاه اتمی ,دومین همایش ملی پژوهشهای نوین در نیروگاههای هسته ای ,1401 ,بوشهر ,
زهرا تبادار،غلامرضا انصاری فر،کمال حداد،محمدرضا نعمت اللهی،احمد پیروزمند،مسعود جباری،سیف الله وحدانی فر ,شبیه سازی حادثه از دست رفتن منبع برداشت حرارت نهایی به منظور تهیه دستورالعمل استرس تست به وسیله نرم افزار RLAP5/Mod3.2 ,دومین همایش ملی پژوهشهای نوین در نیروگاههای هسته ای ,1401 ,بوشهر ,
عبدالصمد جعفری،کمال حداد،محمدرضا نعمت اللهی ,اندازه گیری غلظت گاز رادن در هوای اماکن مسکونی شهرستان های جنوب فارس و برآورد دوز موثر دریافتی آن ,همایش بین المللی مدیریت محیط زیست شهری ,1403 ,شیراز ,
M.R. Nematollahi،Mohammad Nazififard ,Heat Transfer Analysis of Nuclear Fuel Elements Displacement in Typical Fuel Assesmbly ,The Second International Conference on Nuclear and Renewable Energy Resources ,
M.R. Nematollahi،Mohammad Nazififard ,Thermo-Hydraulic Analuysis of a Typical Research Reactor Fuel Assembly By CFD methor ,The Second International Conference on Nuclear and Renewable Resources ,
Hamed Atajafari،M.R. Nematollahi ,Thermo-Hydraulic LOOP Modeling for SBWR Stabukuty Unvestugation Under Start -UP Cindition ,The Secons International Conference on Nuclear and Renewable Energy Resources ,
babak khonsha،M.R. Nematollahi،Mohammad Nazififard ,Comparison of Physical Properties effects on Mixing Jets Categorization in T- Junction Area with a Elbow Upstream for a ,the second international conference on nuclear and renewable energy resources ,
M.R. Nematollahi،موسی زارع ثانی ,thermal -hydraulic analysis of thermal fatigue with developing an optimum opreating condition ,14th international conferense on emerging systems ,
Kamal Hadad،Seyedmohammad Mirvakili،Saiedeh Safaei Arshi،M.R. Nematollahi ,reactivity induced accidenst analysis for a vver-1000 ,14th internatinal conference on emerging nuclear energy systeme ,
،Ebrahim Goshtasbi Rad،M.R. Nematollahi،Homayoun Emdad ,Coherent structure of the turbulent jet in a T-junction area with a 90-deg bend upstream ,17th Annual /International Conference on Mechanical Engineering ,
M.R. Nematollahi،Mohammad Hadi Akbari ,Vibration Mechanisams of A Heated Rod Due To Subcooled Boiling Flow ,ASME Pressure vessele 2006 ,
Mohammad Hadi Akbari،M.R. Nematollahi ,Comparison of Flow - Induced Vibrations Versis Subcooled Boiling - Induced Vibrations on a Heated Rod in Axial Flow ,ASME pressure vessels 2006 ,
Mohammad Hadi Akbari،M.R. Nematollahi ,COMPARISON OF FLOW-INDUCED VIBRATIONS VERSUS SUBCOOLED BOILING-INDUCED VIBRATIONS ON A HEATED ROD IN AXIAL FLOW ,Proceedings of PVP2006-ICPVT-112006ASME Pressure Vessels and Piping Division Conference ,
M.R. Nematollahi،M. Hashemi Tilnouei ,Nuclear Reactor Control Rod Drive Mechanism with Linear DC Motor ,کنفرانس هسته ای ایران ,
M.R. Nematollahi،Mohammad Hadi Akbari ,VIBRATION MECHANISMS OF A HEATED ROD DUE TO SUBCOOLED BOILING FLOW ,proceedings of PVP2006-ICPVT -11 2006 ASME PRessure Vessels and Piping Division ,
Kamal Hadad،M.R. Nematollahi ,Fault Detection of VVER-1000 NPP Using MLP Neural Network and Dynamic Sequential Windows ,کنفرانس هسته ای یزد ,
M.R. Nematollahi،Kamal Hadad،Abdoljavad Jaafarpour ,Typical Steam Generator Tube Rupture Effect on Thermohydralics parameters of VVER-1000 Primary Loop ,13th int .Conf.emerging nuclear energy systems ,
Mohammad Nazififard،M.R. Nematollahi ,Enhancement of Heat Transfer in a Typical Pressurized Water Reactor by Different Mixing Vanes on Spacer Grids ,International Cinference on Engineering Nuclear Energy System ,
M.R. Nematollahi،Kamal Hadad ,Typical Steam Generator Tube Rupture (SGTR) Effection on Termohydraulic Parameterso of VVR-1000 Primary Loop ,International Conference on Engineering Nuclear Energy System ,
،M.R. Nematollahi ,Determination of Shielding Parameters for different Types of Concreters by Monte Carlo Methods ,International Cinference on Engineering Nuclear Energy System ,
M. Hashemi Tilnouei، ،M.R. Nematollahi ,Fossil and Nuclear Power Plant Pollution & their effects on our enviroment ,همایش جایگاه سوخت هسته ای در توسعه فن آوری و تحقیقات ,
M.R. Nematollahi،Kamal Hadad ,بررسی فرسایش سوخت و حفاظ های موجود در استخر نگهداری سوخت نیروگاه بوشهر ,کنفرانس هسته ای ایران ,
موسی زارع ثانی،M.R. Nematollahi ,CFD examination of thermal mixing in a T- joiction area ,Fourth International Conference on Thermal Engineering ,
،M.R. Nematollahi ,CFD Analysis of Turbulent Heat Trasfer in a Hexagonally Arranged Fuel Assemb;y ,Fourth International Conference on Thermal Engineering ,
Mohammad Nazififard،M.R. Nematollahi،Seyedmohammad Mirvakili ,Flow Simulation of BODY- CENTERD Cubic Pcked Pebble Bed Modular Reactor Core Using Computational Fluid Dunamic ,Fourth International Conference on Thermal Engineering ,
M.R. Nematollahi،Mohammad Nazififard ,Heat Transfer Analysis of Displacement Nuclear Fuel Elements in a Typical Fuel Assembly ,Fourth International Conference on Thermal Engineering ,
M.R. Nematollahi، ،Mohammad Nazififard، ، ,Effect of Bend Curvature Ratio on Flow Pattern at a Mixing Tee after a 90 Degree Bend ,Fourth International Conference on Thermal Engineering ,
M.R. Nematollahi،Mohammad Nazififard ,Fire Risk Evaluation for NPPs ,اولین سمینار بین المللی تبادل تجربیات طراحی و ساخت نیروگاههای هسته ای ,
M.R. Nematollahi،Mohammad Nazififard ,Evaluation of Heat Transfer Shear of Different Mechanisms in Subcooled Nucleat e Boiling ,Fourth International Conference on Thermal Engineering ,
M.R. Nematollahi ,Evaluation of Exerting Force on the Heating Surface Due to Bubble Ebullition in Subcooled Flow Boiling ,proceedings of world academy of science engineeting and techonology ,
Seyedmohammad Mirvakili، ،M.R. Nematollahi،Mohammad Nazififard ,Thermal -hydraulic trasient analysis for a typical PWR with COBRA - EN code ,proceedings of the Fourth international Conference on Thermal Engineering Theory and Applications ,
Kamal Hadad،M.R. Nematollahi،Navid Ayoobian ,Efect of steam line breaks on increasing the secondary -side heat removal in a VVER-1000 reactor type ,proceedings of the Fourth international Conference on Thermal Engineering Theory and Applications ,
،M.R. Nematollahi ,evaluation the consequences of loss of flow acident for a typical nuclear power plant ,پانزدهمین کنفرانس هسته ای کشور ,
M.R. Nematollahi ,evaluation of exerting force on the heating surface due to bubble ebulition in subcooled flw boiling ,Fourth International Conference on Thermal Engineering ,
M.R. Nematollahi ,the secondary- side heal removal in a vver reactor type 1000 /?????????????????????????????????????? ,nununu ,
M.R. Nematollahi، ,Non-Uniform Two- phase Flow Analysis in Gas Cooled Reactor Steam Generator Pipes with ,Congress on Peaceful Application of Nuclear Technology ,
amir ramezanzadeh moghadam،M.R. Nematollahi ,Online Prediction oif Boiling Regime by Sound Analysis in Subcooled Pool Boiling ,Congress on Peaceful Application of Nuclear Technology ,
M.R. Nematollahi، ,Using Risk Assessment Tool to Evaluate the Fire induced Core Damage Freqyency ,Congress on Peaceful Application of Nuclear Technology ,
Reza Faghihi،M.R. Nematollahi ,Variation of indoor radon concentration in iran with internal wall covering materials ,Congress on Peaceful Application of Nuclear Technology ,
Kamal Hadad،M.R. Nematollahi،milad baradaran ghahfarrokhi،mohammad reza hakimdavuod ,Steady State and Long Term Relation of Temperature Relative Humidity Air Flow Ventilation Rate with ,14 th International Conference on Emerging Nuclear Energy Systems ,
،M.R. Nematollahi ,Evaluating the reliability of AP1000 passive core cooling systems with risk assessment ,IMECS 2010 ,
M.R. Nematollahi، ,Evaluating the core damage ferequency of a TRIGA research reactor using risk assessment tool software ,IMECS2010 ,
،M.R. Nematollahi،Mahmoud Famouri ,Using Risk Assessment Tool to Evaluate the Fire-Induced Core Damage Frequency ,World Congress on Engineering 2010 ,
M.R. Nematollahi،mahdi rezaiean ,Failure Analysis of Low Pressure Evaporator Tubes in a Typical Combined ,2011 International Conference on Mechanical and Aerospace Engineering ,
shahab addin kamyab،M.R. Nematollahi ,Criticality Analysis of the Fuel Fabrication Facility ,INTERNATIONAL SYMPOSIUM ON FUTUR FOR NUCLEAR POWER PLANTS........... ,
zahra mokhtari homami،M.R. Nematollahi،shahab addin kamyab ,Criticality safety Evaluation for 30B and 48X UF6 cylinders ,ICI2011 ,
M.R. Nematollahi،Mohamadreza Mazhari ,QUANTITATIVE EVALUATION OF HEAT TRANSFER IN BUBBLE COLLAPSE PROCESS IN SUBCOOLED ,15th International Conference on Emerging Nuclear Energy Systems (ICENES2011) ,
M.R. Nematollahi،Mohammad Nazififard ,Heat Transfer Analysis of a Mixing Vane on the Hexagonally Arranged ,15th International Conference on Emerging Nuclear Energy Systems (ICENES2011) ,
M.R. Nematollahi،mahdi rezaiean ,EXPERIMENTAL EVALUATION OF NATURAL CIRCULATION PRESSURE DROP IN A BOILING CHANNEL ,15th International Conference on Emerging Nuclear Energy Systems (ICENES2011) ,
Mohammad Nazififard،M.R. Nematollahi،Kune Y. Suh ,NUMERICAL ANALYSIS OF WATER-BASED NANOFLUID COOLANT FOR SMALL MODULAR REACTOR ,ASME 2011 Small Modular Reactors Symposium ,
kobra fatehimarj،Kamal Hadad،M.R. Nematollahi،Mohamad mahdi khalife shoshtari ,Analysis of natural circulation in station blackout accident at Bushehr VVER-1000 Nuclear Power Plant ,NuRER 2012 – III. International Conference on Nuclear & Renewable Energy Resources ,
golnoush shafiee،shahab addin kamyab،M.R. Nematollahi،Kamal Hadad، ,SUCCESS CRITERIA ANALYSIS FOR A REACTOR TRIP SYSTEM UPON LOSS OF OFFSITE POWER IN THE TYPICAL WWER 1000 ,NURER 2012 ,
Mohammad Nazififard،M.R. Nematollahi،Kune Y. Kun Suh ,Turbulent Enhanced Mixing Analysis (TEMA) in a Hexagonally Arranged Fuel Bundle of a Typical Heavy Water Nuclear Reactor ,9th International Conference of Numerical Analysis and Applied Mathematics ,
Mohammad Nazififard،M.R. Nematollahi،Kune Y. Suh ,CFD Study of In-Core Partial Flow Blockage by Insulation Debris for a Typical Water Cooled Small Modular Reactor ,Transactions of the Korean Nuclear Society Autumn Meeting ,
Mohammad Nazififard،M.R. Nematollahi،Kune Y. Suh ,Computational Fluid Dynamic Analysis of Alumina Nanofluid Coolant for a typical PWRs , Korean Nuclear Society Spring Meeting ,
Mohammad Nazififard،M.R. Nematollahi،Khosrow Jafarpur،Kune Y. Suh ,Computational Fluid Dynamics in ThO2 Pressurized Water Reactor Fuel ,Thermal and Fluids Engineering 2012 ,
Mohammad Nazififard،M.R. Nematollahi،Khosrow Jafarpur،Kune Y. Suh ,ANALYSIS OF COOLANT MIXING IN THE VVER-1000 FUEL ASSEMBLY ,The 18th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC 2012) ,
Mohammad Nazififard،M.R. Nematollahi،Khosrow Jafarpur،K.Y. Suh ,Detailed CFD Analysis of Convective Heat Transfer of Alumina Nanofluid in Subchannel ,ICFD 2012 ,
Mohammad Nazififard،M.R. Nematollahi،K. Y. Suh ,Thermohydrodynamic Analysis of Water Based Al2O3 Nanofluid forFusion Reactor Engineering ,The Fifth China-Korea Workshop on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics ,
Mohammad Nazififard،M.R. Nematollahi،Khosrow Jafarpur،Kune Y. Suh ,Computational Fluid Dynamics Assisted Performance Evaluation of Commercial Split Vane Grid Spacer in a System-Integrated Modular Reactor ,The 9th International Topical Meeting on Nuclear Thermal-Hydraulics Operation and Safety (NUTHOS-9) ,
shahab addin kamyab،golnoush shafiee،M.R. Nematollahi ,Reevaluating the Effectiveness of SBO Coping Features in a Typical Advance Pressurized Water Reactor ,NURER 2012 ,
Mohammad Nazififard،Kune Suh،M.R. Nematollahi ,Augmented Heat Transport of Mono-Sized Sphere-Packed Pipe for Force Free Helical Reactor ,Transactions Korean Nuclear Society Autumn Meeting ,
Mohammad Nazififard،M.R. Nematollahi،kune suh ,FLUENT Simulation of Nanofluid in Subchannel of a Typical PWR ,Transactions American Nuclear Society Winter Meeting ,
Ahmad Pirouzmand،peyman dehghani،Kamal Hadad،M.R. Nematollahi،Ebrahim Sharifi ,ASSESSMENT OF RADIONUCLIDE DISPERSION FROM BUSHEHR NUCLEAR POWER PLANT DURING NORMAL AND ACCIDENT CONDITIONS ,The 4th international conference on nuclear and renewable energy resources ,
Kamal Hadad،peyman dehghani،M.R. Nematollahi ,Atmospheric dispersion modeling for an accidental release from the Bushehr Nuclear Power Plant using HYSPLIT ,NURER 2014 ,
Kamal Hadad،M.R. Nematollahi، ,GENERATING THE CROSS SECTION LIBRARY FOR VVER-1000 REACTOR BASED ON JENDL IV BY MCNPX ,NURER2014 ,
Kamal Hadad، ،M.R. Nematollahi ,RADIATION ANALYSIS OF THE SPENT FUEL POOL OF THE BUSHEHR NUCLEAR POWER PLANT IN THE TIME OF AN INCIDENT ,NURER2014 ,
M.R. Nematollahi، ،behnam behzadi nejad ,FEASIBILITY STUDY OF USING NANO-FLUIDS AS A NEUTRON ABSORBER IN REACTOR EMERGENCY CORE COOLING SYSTEM ,International Conference on Nuclear and Renewable Energy Resources ,
M.R. Nematollahi، ،behnam behzadi nejad , FEASIBILITY STUDY OF USING NANO-FLUIDS AS A NEUTRON ABSORBER IN REACTOR EMERGENCY CORE COOLING SYSTEM ,International Conference on Nuclear and Renewable Energy Resources ,
M.R. Nematollahi،Ali Erfaninia ,NUMERICAL STUDY OF FLOW ACCELERATED CRROSION IN A T-JUNCTION USING COMPUTAIONAL FLUID DYNAMICS ,International Conference on Nuclear and Renewable Energy Resources ,
Mohammad Nazififard،M.R. Nematollahi،Kune Y. Suh ,ANALYSIS OF TURBULENT HEAT TRANSFER ENHANCEMENT IN VVER-1000 FUEL ROD BUNDLE ,International Conference on Nuclear and Renewable Energy Resources ,
M.R. Nematollahi،Mohammadhadi Porhemmat،Khalil Hosseini Pour Noghani ,MODELING OF FORCE ACTING ON A HEATED ROD SURFACE IN SUBCOOLED FLOW BOILING CONDITION ,International Conference on Nuclear and Renewable Energy Resources ,
M.R. Nematollahi،Ali Erfaninia،samira salatini , REDUCTION OF CORE DAMAGE FREQUENCY VIA NEW DESIGN FOR EMERGENCY CORE COOLING SYSTEM IN A TYPICAL PWR ,International Conference on Nuclear and Renewable Energy Resources ,
Somayeh Bagheri،behnam behzadi nejad،M.R. Nematollahi،Farshad Faghihi ,Assessment of Thermal Hydraulic Parameters of VVER-1000 During Transient Conditionsof Reactivity Insertion ,ICENC2015 ,
Somayeh Bagheri،behnam behzadi nejad،M.R. Nematollahi،Farshad Faghihi ,Thermal-hydraulic Behavior of a Typical VVER-1000 Core at different void model ,ICENC2015 ,
M.R. Nematollahi،Kamal Hadad،Masoud Jabary،zahra tabadar،gh Ansarifar ,Calculation of maximum pressure on containment surface in accident LOCA by using numerical calculation and experimental method in reactor VVER-1000 ,ICENES2015 ,
Kamal Hadad،M.R. Nematollahi،zahra tabadar،GH Ansarifar،Masoud Jabary ,Calculation of Control Rod Group’s Worth Calculation of VVER-1000 Reactor Core by MCNPX Code and comparison with Experimental Data ,ICENES2015 ,
Kamal Hadad،M.R. Nematollahi،Hoda Sadeghpour،behnam behzadi nejad ,Moderation and Shielding optimization for a 252Cf based Prompt Gamma Neutron Activation Analyzer system ,ICENES2015 ,
Mahmood Yaghoubi،Sajad Bashiry،M.R. Nematollahi، ,Experimental study of surface configuration effect on saturated pool boiling ,Turbulence Heat and Mass Transfer 8 ,
behnam behzadi nejad،Somayeh Bagheri،M.R. Nematollahi،Farshad Faghihi ,Assessment of Thermal Hydraulic Parameters of VVER-1000 During Transient Conditions Reactivity Insertion ,ICENES2015 ,
M.R. Nematollahi، ،Masoud Ahmadi، ,Multi element neutron activation analysis precision with K0-NAA compared to INAA method in Esfahan MNSR research reactor ,International Conference on Emerging Nuclear Energy Systems (ICENES2015) ,
M.R. Nematollahi،Masoud Ahmadi، ، ,Calculation and measurement of neutron flux distribution in the Isfahan Miniature Neutron Source Reactor ,International Conference on Emerging Nuclear Energy Systems (ICENES2015) ,
Ali Erfaninia،M.R. Nematollahi , NUMERICAL STUDY OF MASS TRANSFER COEFFICIENT IN A T-JUNCTION ,International Conference on Emerging Nuclear Energy Systems (ICENES2015) ,
M.R. Nematollahi،Ali Erfaninia،mohammadhossein mirzamohammadzadeh ,AN INNOVATIVE PASSIVE HEAT REMOVAL SYSTEM FOR A TYPICAL VVER REACTOR IN THE CASE OF STATION BLACKOUT ACCIDENT ,International Conference on Emerging Nuclear Energy Systems (ICENES2015) ,
M.R. Nematollahi،Abbas Sedghkerdar ,GAMMA-RAY DOSE BUILDUP FACTOR CALCULATION FOR SERPENTINE AND STAINLESS STEEL CONCRETE DOUBLE-LAYERED SHIELDS ,The International Conference on Emerging Nuclear Energy Systems (ICENES2015) which takes place in Istanbul Turkey during 04-08 October 2015. ,
M.R. Nematollahi،Negin Afshar ,FLUKA and MCNP in Oil Exploitation and Earth Structure Simulation ,The International Conference on Emerging Nuclear Energy Systems (ICENES2015) which takes place in Istanbul Turkey during 04-08 October 2015. ,
M.R. Nematollahi،Negin Afshar ,Assessment of Using Muon Radiography in Fuel Depletion of Tehran Research Reactor ,The International Conference on Emerging Nuclear Energy Systems (ICENES2015) which takes place in Istanbul Turkey during 04-08 October 2015. ,
M.R. Nematollahi،Negin Afshar ,Analysis Core Life-Time and Optimum Fuel Loading of Tehran Research Reactor HEU Fuel in a Fresh LEU research reactor by studying on actinide and fission product inventory with WIMS and CITATION ,The International Conference on Emerging Nuclear Energy Systems (ICENES2015) which takes place in Istanbul Turkey during 04-08 October 2015. ,
M.R. Nematollahi،Shahabeddin Kamyab ,Sensitivity Analysis for F-SLOCA Induced CDF Variation on the Conditional Probability of Spurious Operation of Pressurizer SDVs due to Fire Induced Hot Short ,The International Conference on Emerging Nuclear Energy Systems (ICENES2015) which takes place in Istanbul Turkey during 04-08 October 2015. ,
M.R. Nematollahi،Mohammad Aghaee Foroushani،Mojtaba Binazadeh ,Feasibility study of floating solar cell technology for electricity generation for Agriculture Purposes and simultaneous Elimination of Water Evaporation from Dams and Water Storage Pools ,ششمین همایش ملی آب، پساب و پسماند ,
Shahabeddin Kamyab،M.R. Nematollahi ,Sensitivity Analysis on the Effect of Configuration of Offsite Power Supply to a PWR Nuclear Power Plant on Full Power Core Damage Frequency ,The 4th International Reliability Engineering Conference IREC2016 ,
Mohsen Ebrahimian shams abad،M.R. Nematollahi ,Probabilistic Safety Analysis of a Feed water Piping Failure in a PWR due to FAC ,The 4th International Reliability Engineering Conference IREC2016 ,
Meysam Rafiei،M.R. Nematollahi،Shahabeddin Kamyab،Mohsen Ebrahimian shams abad ,Determination of Vulnerable areas to Flow-Accelerated Corrosion Utilizing Risk Based Inspection Concepts ,The 4th International Reliability Engineering Conference IREC2016 ,
Behzad Salmassian، Seyedmohammad mirvakili،M.R. Nematollahi،Bahareh Sabetan ,Modeling and analysis of Tehran research reactor against loss of flow accident ,The 4th International Reliability Engineering Conference IREC2016 ,
Kamal Hadad،Seyed fazel Ghazi ardekani،M.R. Nematollahi ,Evaluation of Radiation Damage in BNPP Reactor Pressure Vessel ,ICENES2017 ,
Kamal Hadad،Ali Moghaddam،M.R. Nematollahi،Mohammadhadi Porhemmat ,TRANSP Deterministic Photon Transport with the Method of Characteristic ,AAPM2017 ,
M.R. Nematollahi،Mohsen Ebrahimian shams abad،Farhad Salari،Maryam Mohammadi ,Sensitivity Analysis of the Cladding Materials on the Neutronic and Thermohydraulic Parameters of VVER-1000 Nuclear Reactor ,ICENES 2017 ,
Ali Erfaninia،M.R. Nematollahi ,The Study of the Hydrodynamic Parameters Effects on the Flow Accelerated Corrosion in a 90-degree Straight T-junction by Using CFX and 2D PIV ,ICENES2017 ,
M.R. Nematollahi،Ali Erfaninia، ,The Study of the effect of Spacer and Entrance Coil on the Turbulent Heat Transfer in a Hexagonal Fuel Assembly in a Typical Research Reactor ,ICENES 2017 ,
Shahabeddin Kamyab،M.R. Nematollahi،Kamal Hadad ,Using MCNP for Success Criteria Evaluation of Reactor Trip Function in Probabilistic Modelling of ATWS upon LOOP ,ICENES 2017 ,
M.R. Nematollahi،Sahar Ghaseminejad ,Evaluation of Control rods worth and Shutdown Margin at Various Normal Operation of the VVER-1000 Reactor ,ICENES 2017 ,
M.R. Nematollahi،Shahabeddin Kamyab ,Comparative Analysis of Large Event Tree-Small Fault Tree Model Versus Small Event Tree-Large Fault Tree for a Case Study on Reactor Trip in a Typical WWER-1000 NPP ,ICENES 2017 ,
Aliakbar Bahrami Dehtuti،Kamal Hadad،M.R. Nematollahi،Soheila MirCholi ,نرمافزار مدیریت برنامه های نگهداری و تعمیرات پیشگیرانه نرم افزار PMPM ,5th International Reliability and Safety Engineering Conference ,
Aliakbar Bahrami Dehtuti،M.R. Nematollahi ,Preventive Maintenance Programs Management Software PMPM Software ,5th International Reliability and Safety Engineering conference ,
،M.R. Nematollahi، ، ,Presenting preventive conservation project for Persepolis Museum ,5th International Reliability and Safety Engineering conference ,
Shahabeddin Kamyab،M.R. Nematollahi،Faramarz Yosefpour،Kaveh Karimi ,Analysis of Possible Exemption for Passive-Designed-Profited NPPs from GDC 17 of 10CFR50 ,5th International Reliability and Safety Engineering conference ,
M.R. Nematollahi،Fatemeh Roosta ,A typical safety research center for developing countries ,5th International Reliability and Safety Engineering conference ,
saied soltanmohammadi، ،M.R. Nematollahi ,Analysis of Fuel Rod Thermo-Mechanical Behavior and Its Fission Gas Release in Bushehr’s Spent Fuel Pool by Using of Frapcon-3 ,5th International Reliability and Safety Engineering conference ,
Shahabeddin Kamyab،Ahmad Pirouzmand،Faramarz Yousefpour،Kaveh Karimi،M.R. Nematollahi ,On The Use of Risk Surrogate in Maintenance Planning- A Case Study on the EDG of A Nuclear Power Plant ,The 6th International Conference on Nuclear and Renewable Energy Resources (NURER2018) ,
Siyamak Parsaei،M.R. Nematollahi،Kamal Hadad،Shahabeddin Kamyab ,The use of Multi-State Physics Modeling to Update Core Damage Frequency Induced by Steam Generator Tubes Rupture due to Aging ,NURER 2018 ,
Mohsen Ebrahimian shams abad،M.R. Nematollahi،Farhad Salari ,The effect of using different materials of fuel cladding on the neutronic and thermal-hydraulic parameters of the VVER-1000 Reactor ,5th International Conference on Power Generation Systems and Renewable Energy Technologies ,
babak khonsha، ، ،M.R. Nematollahi ,Validation of Scaling and Thermal-Hydraulic Design of a Test Loop for VVER-1000 Reactor ,TRADITIONAL INTERNATIONAL NUCLEAR CONFERENCE BULGARIAN NUCLEAR ENERGY – NATIONAL REGIONAL AND WORLD ENERGY SECURITY ,
babak khonsha، ،M.R. Nematollahi، ,Thermal-Hydraulic Investigation of Single-Phase Natural Circulation Flow in a Test Loop Core ,TRADITIONAL INTERNATIONAL NUCLEAR CONFERENCE BULGARIAN NUCLEAR ENERGY – NATIONAL REGIONAL AND WORLD ENERGY SECURITY ,
Kamal Hadad،Shirin Mokhtari،M.R. Nematollahi ,GUI Development for SMART Deterministic Code for Homo-And-Heterogeneous Voxel Phantoms and Evaluation of the Results ,6th International Reliability and Safety Engineering Conference ,
Ebrahim Ghanbari،ataollah rabiee،M.R. Nematollahi ,IDPSA to Decrease Risk & Energy Consumption in a Typical PWR ,IRSEC2020 6th International Reliability and Safety Engineering Conference ,
Arefoddin Zarnousheh Farahani،Faramarz Yosefpour،Ahmad Pirouzmand،M.R. Nematollahi ,Fission Product Behavior during Ex-Vessel Phase of the LB-LOCA Severe Accident in PWR ,ICNST22 ,
Ahmad Pirouzmand،Arefoddin Zarnousheh Farahani،M.R. Nematollahi ,Deterministic analysis of emergency water injection strategy during SBO ,ICNST22 ,
Masoud Jabary،Kamal Hadad،M.R. Nematollahi،Ahmad Pirouzmand،zahra tabadar، ,ارتقائ سیستم های ایمنی واحدهای جدید در مقایسه با واحد یکم نیروگاه اتمی بوشهر جهت مقابله با حادثه بی برقی ,دومین همایش ملی پژوهشهای نوین در نیروگاههای هسته ای ,
Hossein Mohammadi ،M.R. Nematollahi،Ahmad Pirouzmand ,Determining the Location of Hydrogen Recombiners in the Containment of VVER-1000/V446 Nuclear Reactor ,ICNST22 ,
،M.R. Nematollahi ,Simulation and analysis of fire accident in Isfahan nuclear fuel production complex and standardization of fire extinguishing system according to NFPA global standard using CFAST code ,ICNST2024 ,
Arefoddin Zarnousheh Farahani،M.R. Nematollahi،Ahmad Pirouzmand , Modeling Comparison and Analyses of Fire Protection System Using Three Probabilistic Safety Analysis Code ,ICNST2024 ,
Kamal Hadad،M.R. Nematollahi ,Analysis and Construction of Serpentine-Galena Mixed Concrete as a Replacement of Barium Sulfate Concrete for the Shielding of beam facility ,First International Conference on the Exchange of Scientific Information in the Fields of Concrete Structures and Materials (ICConcrete) ,
طرح های بنیادی
بررسی و مطالعه خوردگی شتاب یافته ناشی از جریان سیال FAC در سیستمهای اصلی مدار دوم نیروگاه هسته ای بوشهر و تعیین شدت تأثیر پذیری رنواحی مختلف و ارائه سیستم پایش مناسب آن
تهیه و حمل و نصب ماکت راکتور نیروگاه اتمی بوشهر
انجام مطالعات پژوهشی در زمینه وقوع پدیده sbiv در شرایط مجتمع سوخت راکتور اراک و ارائه خدمات علمی در اندازه گیری sbiv در لوپ آزمایشگاهی
نام و نام خانوادگی
عنوان پروژه
مقطع
خلاصه پایان نامه
تاریخ دفاع
مجتبی ابراهیمی
بررسی رفتار حباب در جوشش هسته ای
کارشناسی ارشد
1381/04/01
نوید ایوبیان
بررسی حفاظ های استخر نگهداری سوخت نیروگاه بوشهر با استفاده از کدهای WIMS4-D و MCNP4C و مقایسه با داده های PSAR نیروگاه بوشهر
کارشناسی ارشد
1384/05/05
مریم بانشی
اندازه گیری غلظت فلزات سنگین در خاک مزارع اطراف پالایشگاه شیراز با استفاده از روش آنالیز فعالسازی نوترون (NAA)
کارشناسی ارشد
1400/06/31
فرشاد پسران
شبیه سازی لوپ تحقیقاتی LOBI توسط کد محاسباتی Relap5 جهت تجزیه و تحلیل حوادث SB-LOCA در نیروگاههای هسته ای
کارشناسی ارشد
1384/12/23
سیدمحمد حسینی
ارزیابی احتمالاتی ایمنی(PSA) راکتور تحقیقاتی تهران
کارشناسی ارشد
1382/06/26
سیدمحمدهادی حسینی
ارزیابی احتمالاتی ایمنی(PSA) راکتور تحقیقاتی تهران
کارشناسی ارشد
1382/06/26
محمدهادی دانش
بررسی جوشش در راکتورهای هسته‌ای از طریق آنالیز نویز نوترون با استفاده از شبکه‌های عصبی
کارشناسی ارشد
1380/11/01
مهدی دهجوریان
تحلیل انتقال حرارت هدایت و جابجایی به صورت توأم درمجتمع سوخت راکتور های هسته ای
کارشناسی ارشد
1382/11/26
محمدعلی رفیعی فروشانی
تحلیل انتقال حرارت ناشی از جریان چرخشی روی میله های سوخت راکتورهای هسته ای
کارشناسی ارشد
1383/04/14
عباس زارع
تعیین اثر یک واقعه SGTR بر روی پارامترهای ترموهیدرولیکی مدار اولیه VVER-1000
کارشناسی ارشد
1385/12/26
عارف مجدارا
طراحی و پیاده سازی یک نرم افزار ریسک مانیتور و بکارگیری آن جهت یک راکتور تحقیقاتی نمونه
کارشناسی ارشد
1385/02/27
حامد محرابی جورشری
شبیه سازی خطای Beam Hardening در CT اسکن صنعتی در دو حالت با چشمه X-Ray و چشمه رادیوایزوتوپ و امکان سنجی ساخت CT-Scan صنعتی با چشمه رادیوایزوتوپ
کارشناسی ارشد
1386/06/20
مهتاب ادینه
برآورد کمی ضریب حفره در جریان دو فازی در لوله های عمودی توسط پرتو گاما
کارشناسی ارشد
1391/05/24
محمداسماعیل امیرسلطانی
توسعه درخت رویداد دینامیکی جهت تعیین فرکانس ذوب قلب (CDF) در حادثه SBO برای راکتورVVER-1000/V446
دکتری
1400/11/03
علی اکبر بهرامی ده توتی
طراحی پایه راکتور VVER-1000 با بارگذاری سوخت ATF بوسیله کوپل نوترونیک-ترموهیدرولیک PARCS-RELAP5 در چند حالت گذار
دکتری
سهراب برزگر
توسعه مدل RELAP5 راکتور CAREM-25 به منظور آنالیز ایمنی راکتور در طی حادثه خروج میله کنترل
کارشناسی ارشد
1401/06/31
سجاد بشیری
اندازه¬گیری آزمایشگاهی ضریب انتقال گرما در جوشش هسته¬ای برای سطوح با زبری¬ها متفاوت
کارشناسی ارشد
1390/06/30
بهنام بهزادی نژاد
امکان سنجی کاربرد نانوسیالات به عنوان جاذب نوترون در سیستم خنک کننده اضطراری قلب رآکتور
کارشناسی ارشد
1392/12/20
امیرعلی بنیادی
تحلیل اثر شبکه های نگه دارنده بر انتقال حرارت، افت فشار جریان و نوسان پارامتر های ترموهیدرولیکی در یک راکتور تحقیقاتی نوعی با مجتمع سوخت حلقوی به روش CFD
کارشناسی ارشد
1402/04/10
زینب دلیر
بررسی مدل های مختلف خطاهای انسانی در ارزیابی CDF برای مدیریت حادثه ی SBO در راکتورVVER-1000 با استفاده از تجهیزات سیار
کارشناسی ارشد
1400/06/31
محمدعلی دست بلارکی
باز طراحی قلب راکتورNuscale با سوخت تازه و محاسبات دینامیک کارکرد و برناپ آن در سیکل اول و دوم
کارشناسی ارشد
1399/06/30
پیمان دهقانی
بررسی و مقایسه پراکنش مواد رادیواکتیو خروجی دودکش نیروگاه اتمی بوشهر و تاثیر آن بر روی جمعیت در حالت های بهره برداری نرمال و حادثه LBLOCA با استفاده از کدهای Cap88، Hysplit، Hotspot، Rascal
کارشناسی ارشد
1393/06/31
محسن دهقان
مطالعه عددی میدان جریان در پایین دست اوریفیس نیروگاهی نمونه به روش دینامیک سیالات محاسباتی
کارشناسی ارشد
مطهره عفتی کلرمی
بررسی روشهای بهبود سرعت و دقت محاسبات در حل ترابرد نوترون به روش مشخصه ها با بکارگیری ابزارهای حل انطباقی، تسریع همگرایی و موازی سازی
دکتری
1398/06/31
علی عرفانی نیا
بررسی عددی و تجربی اثر پارامترهای هیدرودینامیکی بر روی خوردگی شتاب یافته ناشی از جریان در اتصال T شکل
دکتری
1396/02/13
مریم فرج پور
ارزیابی دینامیکی فرکانس آسیب به قلب در رویداد آغازگر آتش‌سوزی در ساختمان رآکتور تحقیقاتی تهران
دکتری
کبری فاتحی مرج
بررسی انتقال حرارت جابجایی آزاد در برداشت گرمای باقیمانده پس از خاموشی یک نیروگاه راکتور آبی تحت فشار
کارشناسی ارشد
1390/12/14
ابراهیم قنبری
آنالیز عملکرد اپراتور در فرآیند نشت و تغذیه جهت کاهش ریسک حادثه ی SBO در یک راکتور هسته ای تحت فشار نوعی
کارشناسی ارشد
1397/06/31
امین گلستانی حتکنی
آنالیز ترموهیدرولیکی استخر ذخیره سازی سوخت نیروگاه بوشهر
کارشناسی ارشد
1392/07/09
سیده ناهید هادی
بررسی ضرائب بیشینه توانی شعاعی و محوری در قلب راکتور VVER-1000-V446 با مجتمع سوخت های TVS-2M با استفاده از کد MCNPX
کارشناسی ارشد
1396/12/20
نیکو جعفری
بکارگیری روش تضعیف گاما در تعیین سرعت و چگالی جریان دریک لوله با استفاده از شبیه سازی مونت کارلو و شبکه عصبی مصنوعی
کارشناسی ارشد
1399/06/31
عبدالصمد جعفری
توسعه نقشه پراکنش گاز رادن در منازل مسکونی و ارتباط آن با سلامتی؛ مطالعه موردی: منازل مسکونی جنوب فارس
دکتری
شهاب الدین کامیاب
طراحی نرم افزار ریسک مانیتورینگ جهت بررسی ارتقای اتکاپذیری سیستم پسیو خنک سازی قلب راکتور AP1000 با در نظر گرفتن افزونگیها و خطاهای دارای منشا مشترک
کارشناسی ارشد
1389/06/01
شهاب الدین کامیاب
توسعه و ارزیابی روش احتمالاتی-قطعیتی جهت محاسبه فرکانس رخداد حادثه آغازگر "از دست رفتن منبع برق خارجی ناشی از شبکه" به نیروگاه هسته ای
دکتری
1399/10/29
محمدجواد خالقی
شبیهسازی CFD وقوع پدیده شروع جوشش هسته‌ای بر روی یک میله‌داغ با تولید حرارت سینوسی
کارشناسی ارشد
محمد خالوندی
تحلیل خستگی حرارتی و اثرات ناشی از FAC در جریان سیال گذرا از اتصال T شکل خط لوله آب تغذیه مدار دوم نیروگاه هسته ای بوشهر
دکتری
نیلوفر منوچهری چرامکانی
ارزیابی سایت های پیشنهادی جهت احداث راکتور تحقیقاتی فارس
کارشناسی ارشد
1398/06/31
محمدرضا مظهری
آنالیز رفتار حباب و تعیین سهم کمی مکانیزم های مختلف انتقال حرارت ناحیه جوشش هسته ای فروسرد بر روی یک میله داغ
کارشناسی ارشد
1389/06/31
محمدمهدی میرزایی
شبیه سازی مدار ترموهیدرولیکی SHUNCL با استفاده از کد RELAP5 و مقایسه نتایج آن با نتایج تجربی
کارشناسی ارشد
1393/11/19
علی مقدم
حل قطعی معادله ترابرد فوتون با استفاده از روش مشخصه در هندسه دوبعدی کارتزین
کارشناسی ارشد
1395/12/11
یوسف محسنی
تجزیه و تحلیل خوردگی ناشی از جریان در پایین دست اوریفیس ها در سیستم لوله کشی نیروگاه های هسته ای
کارشناسی ارشد
1400/06/31
افسانه مجسمی
ارائه کد محاسباتی جهت محاسبات فرسایش سوخت در سیکل اول راکتور بوشهر و صحت سنجی آن با داده های FSAR
کارشناسی ارشد
1396/06/28
زهرا مختاری همامی
: بررسی پارامترهای ایمنی انبار نگهداری سیلندرهای UF6 در کارخانه فراوری اورانیوم
کارشناسی ارشد
1389/06/31
شیرین مختاری
توسعه رابط گرافیکی کد محاسباتی قطعیتی اسمارت جهت به کار گیری تصاویر دایکام برای محاسبات دزیمتری مختص بیمار در پزشکی هسته ای
کارشناسی ارشد
1400/02/29
حمیدرضا ممتاز
شبیهسازی و تجزیه و تحلیل حادثه آتش‌سوزی در یک مجتمع تولید سوخت هسته‌ای نمونه بر اساس مدل‌های مبتنی بر دینامیک سیالات محاسباتی و دوناحیه‌ای
کارشناسی ارشد
1402/12/16
سیدحسین موسوی فرد
شبیه سازی تخریب ناشی از تابش در محفظه فشار راکتور VHTR به وسیله کد دینامیک مولکولی LAMMPS
کارشناسی ارشد
1397/11/30
الهام ناروئی
تحلیل ترموهیدرولیکی خنک سازی دایورتور راکتور ITER با استفاده از جریان چرخشی
کارشناسی ارشد
1392/12/03
بهمن نظری
تحلیل و ساخت یک میله داغ با تولید حرارت سینوسی جهت شبیه سازی یک میله سوخت هسته ای
کارشناسی ارشد
1397/06/31
محمد نظیفی فرد
آنالیز عددی و تجربی انتقال حرارت جریان سیال آشفته در بکارگیری نانوسیال درون یک راکتور هسته ای آبی تحت فشار نوعی
دکتری
1391/12/02
محمد نظیفی فرد
تاثیر شبکه نگهدارنده سوخت هسته ای در پارامترهای انتقال حرارت قلب یک راکتور نوعی PWR
کارشناسی ارشد
1385/10/05
مهدی امیدوار
تشخیص عیب قطعات ریخته گری آلومینیوم بر اساس تحلیل تصاویر رادیوگرافی به کمک یادگیری عمیق همراه با افزایش داده توسط شبکه های مولد تخاصمی
کارشناسی ارشد
1400/06/31
سیامک پارسایی
بهینه سازی و ارزیابی مبتنی بر ریسک برنامه زمانی نگهداری سیستم خنک کننده اضطراری قلب نیروگاه هسته ای VVER-1000/V446
دکتری
سیامک پارسایی
استفاده از روش مدلسازی فیزیکی چند حالته درارزیابی قابلیت اطمینان تیوب های مولد بخار نیروگاه هسته ای زایون
کارشناسی ارشد
1396/06/28
نجیب الله پوریان خوب
آنالیز و ساخت بتن ترکیبی سرپانتین گالنا جایگزین بتن سولفات باریم جهت حفاظ بیم تیوپ های راکتور تحقیقاتی تهران
کارشناسی ارشد
1397/06/31
عارف رحیمیان
بررسی ضریب انتقال حرارت جریان آشفته نانوسیال Al2O3/Water در راکتور VVER-1000 به روش تک فازی و دو فازی
کارشناسی ارشد
1392/06/26
قاسم رحیمی
طراحی مفهومی نوترونیکی و ترموهیدرولیکی قلب یک راکتور تحقیقاتی توان متوسط با مشخصه تولید کم پلوتونیم و شار نوترون بالا
دکتری
1398/06/30
حسین محمدی
تعیین محل قرار گیری بازترکیب کننده های هیدروژن در پوش راکتور هسته ای VVER-1000/V446 بوسیله کد MELCOR
کارشناسی ارشد
1400/11/15
محمد رشیدی طغرالجردی
شبیه سازی ترموهیدرولیکی لوله پرشده با گوی با استفاده از دینامیک سیالات محاسباتی
کارشناسی ارشد
1393/03/11
مجید رازقیان جهرمی
شبیه سازی و ارزیابی میزان ایمنی یک مجتمع تولید سوخت هسته ای نمونه در هنگام بروز حادثه آتش سوزی
کارشناسی ارشد
1390/04/19
مهدی رضائیان
برآورد تجربی افت فشار شتاب گیری و نقش آن بر فشار محرک گردش طبیعی ناشی از جوشش آب در یک کانال استوانه ای
کارشناسی ارشد
1390/04/18
هدا صادقپور
شبیه سازی مونت کارلو و اندازه گیری تجربی چشمه های جایگزین جهت آنالیز عنصری با فعال سازی نوترونی به روش گامای آنی در صنایع سیمان
کارشناسی ارشد
1392/11/29
سعیده صفائی عرشی
ارزیابی احتمالاتی ایمنی وقوع آتش سوزی در داخل پوشش ایمنی راکتور تحقیقاتی تهران
کارشناسی ارشد
1386/12/20
سمیرا سلاطینی
ارزیابی ایمنی به روش احتمالاتی سیستم خنک کننده اضطراری ارتقا یافته نیروگاه هسته ای آی آر 360
کارشناسی ارشد
1390/04/20
بهزاد سلماسیان
تشخیص محل انسداد موضعی جریان داخل کانال های قلب راکتور VVER-1000/446، با استفاده از آشکارسازهای نوترونی و شبکه های عصبی مصنوعی
دکتری
1400/06/31
علی ستاری پور
بررسی اثر نانو پوشش های آمورف پایه آهنی در جلوگیری از تخریب ناشی از تابش های نوترونی بر محفظه ی تحت فشار رآکتور VVER-1000/446
کارشناسی ارشد
1399/06/31
عباس صدق کردار
بررسی تجربی و عددی اثر پارامترهای هیدرودینامیک شیر دروازه ای در خوردگی شتاب یافته ناشی از جریان سیال در پایین دست آن و استفاده از آن در ارزیابی خرابی یک سیستم نمونه
دکتری
1399/06/01
گلنوش شفیعی
بررسی عملکرد میله های کنترل به دنبال وقوع حادثه از دست رفتن برق خارجی برای ارزیابی موفقیت سیستم خاموش سازی قلب در یک راکتور نمونه
کارشناسی ارشد
1390/12/10
محمد شاهسونی
استفاده از انباشتگر جهت خنک کنندگی اضطراری قلب یک راکتور تحقیقاتی نمونه و تحلیل عملکرد آن به روش احتمالاتی
کارشناسی ارشد
1393/11/28
پوریا سروش
شبیه سازی جریان آشفته بر روی مجتمع سوخت راکتور AP-1400 به روش CFD
کارشناسی ارشد
1392/12/19
عارف الدین زرنوشه فراهانی
تجزیه و تحلیل راهبرد نگهداری کوریم داخل محفظه راکتور آبی تحت فشار نوعی به روش خنک سازی بیرونی و ارزیابی پارامترهای موثر آن بر مدیریت حادثه شدید
دکتری
رضا زهره وندخدری
محاسبه حجم آب ذخیره مورد نیاز جهت تامین خنک کنندگی قلب راکتور VVER-1000/V446 برای حوادث LOCA در شرایط ماورای طراحی
کارشناسی ارشد
1400/11/15
موسی زارع ثانی
شبیهسازی عددی پدیده اختلاط گرمایی دو جریان آب با دماهای متفاوت در اتصال Tشکل واقع در پایین دست یک زانوئی 90 درجه
کارشناسی ارشد
1388/06/01
مسعود اژدری
بررسی و ارزیابی حوادث در کارخانه ساخت مجتمع سوخت هسته ای
کارشناسی ارشد
1383/06/01
مسعود امین مظفری
شبیه سازی نحوه تأثیر حالت گذرای حادثه SBLOCA بر روی پارامترهای محفظه فشار نیروگاه VVER-1000
کارشناسی ارشد
1385/06/22
سعید پورپاکدل توچایی
تعیین حاشیه ایمنی کوره سینترینگ قرصهای دی اکسید اورانیوم در شرایط عادی بهره برداری و شرایط حادثه با توجه به محاسبات بحرانیت و ارزیابی دز با استفاده از کدهای MCNP-4C و NJOY-97
کارشناسی ارشد
1385/06/29
شهریار توکلی
ارزیابی مخاطرات و روش های پیش گیری حفاظت از خطر و طبقه بندی عواقب خطرات
کارشناسی ارشد
1383/06/19
حمید ثابت
مراحل ارزیابی احتمالاتی ریسک برای حالت خاموشی یک راکتور آب تحت فشار
کارشناسی ارشد
1384/04/28
اسلام رمضانی ولنی
بررسی احتمالی ایمنی سطح 1 (PSA 1) برای سییستم خنک کننده اوایه یک راکتور تحقیقاتی آب سنگین نمونه
کارشناسی ارشد
1385/06/21
رشید شاه حسینی
بهینه سازی پارامترهای مکانیکی جداسازی ملکولی توسط دو استوانه دوار هم محور سریع
کارشناسی ارشد
1388/06/30
رضا کوکبی کوشکقاضی
شبیه سازی کنترل توان و راکتیویته در راکتورهای تحقیقات
کارشناسی ارشد
1383/06/01
روح اله نوابی
محاسبه تغییرات سوخت نیروگاه بوشهر طی دوره اول کارکرد راکتور
کارشناسی ارشد
1386/06/31
حمزه هواسی
محاسبه میزان پلوتونیوم-239 تولید شده از یک نیروگاه فرضی همجوشی هسته ای
کارشناسی ارشد
1385/04/31
سمیه عباسی
بررسی حوادث مرتبط با کاهش قدرت خنک کنندگی در مدار دومVVER-1000 با استفاده از کد RELAP5 و داده های PSAR
کارشناسی ارشد
1390/06/30
روح الله عباس زاده
استخراج سطوح مقطع نوترونی از کتابخانه ENDF برای کد ANISN
کارشناسی ارشد
1387/11/15
مسعود امین مظفری
طراحی نوترونیک و ترموهیدرولیکی نسل جدید رآکتور VVER-1000 با استفاده از سوخت های جدید حلقوی
دکتری
1392/04/04
مصطفی امیری بهمن بیگلو
تحلیل عددی پدیده CCFL برای شاخه آب گرم نیروگاه بوشهر و تجهیزات تست با مقیاس 19/1 جهت بهینه سازی تجهیزات تست
کارشناسی ارشد
علیرضا عطف
بررسی ترموهیدرولیکی پدیده ی Dryout در یک کانال جوشش با تزریق نانو ذره Al2O3
کارشناسی ارشد
1393/12/19
عبدالله آورا
بررسی آزمایشگاهی و شبیه سازی جریان انتقال حرارت و میعان طبیعی از هوای مرطوب بر روی یک استوانه آب گریز شده با لایه نشانی لایه آب گریز در مقیاس نانو
دکتری
مستانه بهتاش
آنالیز قابلیت اطمینان سیستم خنک کننده ی اضطراری اکتیو راکتور VVER-1000 با استفاده از مدل مارکوف
کارشناسی ارشد
1396/06/19
علی رضا بنیادی صفت
آنالیز راکتور NuScale در طی حادثه خروج میله کنترل در حالتهای مختلف کارکردی
کارشناسی ارشد
1398/06/30
محمدمهدی دانا
تلفیق شبیهسازی دینامیک سیالات محاسباتی و مدل خوردگی CO2 جهت پیش‌‌بینی نرخ خوردگی در جریان گاز تر
دکتری
1399/12/17
محسن ابراهیمیان شمس اباد
ارزیابی قابلیت اطمینان متغیر با زمان سیستم غیر فعال برداشت حرارت راکتور VVER
دکتری
1399/10/24
ارمین قاسمی کهریزی
آنالیز حادثه LBLOCA برای راکتور VVER-1000 در فقدان سیستم خنک کننده اضطراری بوسیله کد SCDAP/RELAP5
کارشناسی ارشد
1393/06/31
علی قاسمی
بررسی پدیده های ذوب قلب و نشت مواد رادیواکتیو در راکتور هسته ای VVER-1000/V446 در شرایط حادثه سخت ناشی از LBLOCA
کارشناسی ارشد
1394/12/19
سیدفاضل قاضی اردکانی
بررسی اثرات تخریبی تابش های نوترونی بر نواحی میانی بدنه مخزن نگهدارنده راکتور هسته ای VVER-1000/446
دکتری
1396/04/10
محمد گل محمدی
بررسی نحوه انتقال حرارت در میله های سوخت راکتور بوشهر و ارزیابی تنش و کرنش در چهار سیکل کاری بوسیله کد FRAPCON
کارشناسی ارشد
1402/11/17
اناهیتا حاجی زاده
بررسی کاربرد نانوسیالات در خنک کننده راکتورهای هسته ای آب سبک
کارشناسی ارشد
1387/10/09
یاسر حمیدی اطهر
ارزیابی سایت انتخابی احداث راکتور تحقیقاتی فارس از نقطه نظر پخش مواد رادیو اکتیو در شرایط کارکرد نرمال و حادثه
کارشناسی ارشد
1397/04/16
میرمهدی حسینی
توسعه EOPs راکتور VVER-1000/V446 برای حادثه قطع کامل برق با در نظر گرفتن تانک دیراتور و اعتبار سنجی آن با کد RELAP5
دکتری
1399/06/30
محمد ایروانی
طراحی پایه ای یک راکتور SMR خود شامل با زمان بهره برداری طولانی
کارشناسی ارشد
1397/06/31
مسعود جباری
تدوین سناریوهای حادثه station black out (SBO) جهت پیاده سازی برنامه استرس تست نیروگاه بوشهر
دکتری
1398/06/31
مسعود جباری دهقی
شناسایی شکافت ونشتی در لوله های راکتور بوشهر به وسیله شبکه های عصبی
کارشناسی ارشد
1389/06/31
فرشته جنیرانی
بازرسی محموله ها جهت ردیابی مواد هسته ای با استفاده از تکنیک غیر مخرب کاربرد فتونوترون ها
کارشناسی ارشد
1390/12/15
محمد منصوری منش
بررسی عددی میدان تنش ایجاد شده در فشارنده واحد ? نیروگاه هسته ای بوشهر در اثر خاموشی اضطراری
کارشناسی ارشد
1402/11/15
نوید مهدی زاده افروزی
توسعه ابزار شبیهسازی یک راکتور تحقیقاتی نمونه با کوپل کردن محاسبات نوترونیک و ترموهیدرولیک
کارشناسی ارشد
1390/07/06
مهشاد مشکسار
طراحی مرکز تحقیقات واشاعه سازی انرژی های نو
کارشناسی ارشد
1389/12/01
سید محمد میروکیلی
تحلیل نوترونیک راکتور مینیاتوری اصفهان (MNSR)با در نظر گرفتن فرسایش سوخت توسط کدهای WIMS و CITATION
کارشناسی ارشد
1386/06/24
محمدحسین میرزامحمدزاده
توسعه دستورالعملهای SOEPبرای راکتورVVER-1000/446 در حادثه SBLOCAبا استفاده از کد RELAP5
دکتری
1401/06/29
فاطمه محمد حسنی
تعیین استراتژی نگهداری بر مبنای ریسک و هزینه با در نظر گرفتن اثر فرسودگی برای اجزاء بحرانی سیستم های ایمنی نیروگاه هسته ای VVER-1000/V446
دکتری
1400/03/19
حمیدرضا محمدی سیچانی
مطالعه تجربی پارامترهای جوشش استخری به کمک پوشش دهی پلاسما روی یک سطح داغ
کارشناسی ارشد
1399/06/23
سیدابوالحسن نبوی چاشمی
توسعه مدلی برای ارزیابی توزیع دز در پیرامون واحد 1 نیروگاه هسته‌ای بوشهر ناشی از حوادث وخیم با استفاده از درخت رویداد دینامیکی و یادگیری عمیق
دکتری
سیده زهرا نسیمی
بررسی اندرکنش سیال-سازه میله‌های سوخت با استفاده از رویکرد کوپلینگ یک سویه
کارشناسی ارشد
1401/06/31
محمدهدا نصیری زاده
ساخت و بررسی خواص الکترود نانو لوله های اکسید تیتانیوم در پیل های خورشیدی حساس شده با رنگ
کارشناسی ارشد
1391/12/14
محمدرضا نصیری زاده
ساخت و بررسی خواص نانو لوله‌های دی اکسید تیتانیوم با روش آندایزینگ
کارشناسی ارشد
1391/12/14
احمد پیروزمند
استفاده از شبکه عصبی سلولی برای حل معادله ترابرد وابسته به زمان نوترون در مختصات یک بعدی و دو بعدی دکارتی
دکتری
1390/02/01
محمد هادی پرهمت
بررسی حالت های گذرا در راکتور VVER-1000 بوشهر با استفاده از کد PARCS
کارشناسی ارشد
1392/06/30
حسن سعادتی
تحلیل نوترونی و ترموهیدرولیکی نانوسیال به عنوان خنک کننده و کنترل کننده ی راکتیویته در سیکل اول بهره برداری نیروگاه بوشهر
کارشناسی ارشد
1395/11/13
سیده سعیده سعادت
بررسی دقت کمی نتایج مدلسازی کد relap5 با استفاده از داده های تجربی به دست آمده از تست های lobi
کارشناسی ارشد
1389/12/01
مجید سعادت پور
مدل سازی مدار اولیه یک نیروگاه PWR با استفاده از شبکه های ویولت فازی(FWN) و نظارت بر عملکرد اجزای آن پس از وقوع یک حادثه ی نوعی
کارشناسی ارشد
1390/03/31
سیدامیر سعیدی سینی
توسعه یک دزُیمتر رادیوشیمیایی برای استفاده در دزُیمتری میدان های پرتوهای X و گاما
کارشناسی ارشد
1401/11/15
فرهاد سالاری
ارزیابی سیستم ایمنی گیرانداز کریوم قلب برای راکتور هسته ای نوعی VVER-1000 در حین حوادث شدید
دکتری
1400/06/31
علی شهابی نژاد
آنالیز ترموهیدرولیکی سیستم پسیو برداشت گرما در رآکتور هسته ای VVER-1000 با استفاده از کد RELAP5
کارشناسی ارشد
1398/06/31
محمّد شهرنازکیان
شبیه سازی دینامیک ملکولی اثر تخریب تابش های نوترونی بر آلیاژ آلومینیوم مخزن راکتور تحقیقاتی اصفهان
کارشناسی ارشد
1399/06/31
مهدی شریفی نجف ابادی
استفاده از توابع پایه حاصل از نتایج آزمایش با روش تجزیه متعامد سره ( POD ) برای حل معادلات ناویراستوکس دوبعدی تراکم ناپذیر
کارشناسی ارشد
1388/06/31
سعید سلطان محمدی
ارزیابی یکپارچگی پوش نیروگاه هسته ای راکتور VVER-1000/V446 در برابر ریسک ناشی از انفجار هیدروژن تحت حوادث سخت
دکتری
امیرحسین وثوقی
بررسی پارامترهای جریان برروی عملکرد یک جدا کننده گریز از مرکز بخار
کارشناسی ارشد
1391/06/29
مریم السادات یوسف نیای جهرمی
بررسی فاکتور پیک توان در راکتور هسته ای آبی تحت فشار در حالت گذرایBurn up
کارشناسی ارشد
1389/04/09
رسمیه زینوی میان ابی
اندازه گیری ضخامت رسوب در خطوط لوله قطور جریان هیدروکربن با استفاده از تلفیق تکنیک گامای چندباریکه و شبکه عصبی مصنوعی
کارشناسی ارشد
1400/11/15
پریسا امیدی فرد
آنالیز دنباله حوادث شدید در استخر سوخت های مصرف شده ی راکتور هسته ای VVER-1000/V446
کارشناسی ارشد
1397/06/27
حیدر حیدری داد
بررسی Natural Circulation تک فازی در لوپ مستطیلی شکل با استفاده از روش های عددی وکد محاسباتی RELAP5/MOD3
کارشناسی ارشد
1386/06/28
پوریا قناعتیان جبذری
آنالیز عدم قطعیت پارامترهای مدل خرابی با منشا مشترک و ارزیابی اثر آن بر روی معیار ریسکCDF در حوادث LOCA
کارشناسی ارشد
1397/11/21
نام درس
نام درس
کد درس
تعداد واحد
گروه درسی
زمان ارائه درس
تاریخ امتحان
ترم ارائه درس
ترموهیدرولیک پیشرفته
320478021
3
1
هفتگی - 0 (شنبه - 1030 الی 1200) | هفتگی - 2 (دو شنبه - 1030 الی 1200)
1400/10/30 (0900 - 1200)
ترم اول 1400
سیستم های اندازه گیری
320443011
2
1
هفتگی - 0 (شنبه - 0800 الی 0900) | هفتگی - 2 (دو شنبه - 0800 الی 0900)
1400/10/18 (0900 - 1200)
ترم اول 1400
تکنولوژی نیروگاههای هسته ای
320444041
3
1
هفتگی - 1 (یک شنبه - 1030 الی 1200) | هفتگی - 3 (سه شنبه - 1030 الی 1200)
1400/10/23 (0900 - 1200)
ترم اول 1400
سیستم های اندازه گیری
320443011
2
1
هفتگی - 0 (شنبه - 0800 الی 0900) | هفتگی - 2 (دو شنبه - 0800 الی 0900)
1399/10/17 (0900 - 1200)
ترم اول 1399
تکنولوژی نیروگاههای هسته ای
320444041
3
1
هفتگی - 1 (یک شنبه - 1030 الی 1200) | هفتگی - 3 (سه شنبه - 1030 الی 1200)
1399/10/25 (0900 - 1200)
ترم اول 1399
نمایش 5 نتیجه
صفحه اصلی
درباره ما
تاریخچه
چشم انداز، ماموریت و اهداف
اعضای هیئت علمی
اعضای هیأت علمی - متصل به سامانه آموزشی
اعضای هیئت علمی - بازنشسته
دستاوردها - افتخارات
امکانات دانشکده
ساختار سازمانی
اطلاعات تماس
ریاست
حوزه ریاست
پیام رئیس دانشکده
شورای دانشکده
کارمندان
آموزشی
وظایف معاونت آموزشی
شورای آموزشی و تحصیلات تکمیلی
آزمایشگاه های آموزشی
برنامه درسی
راهنمای فرآیندهای آموزشی
فرم ها و آییننامههای آموزشی
پروژه کارشناسی
کارآموزی دانشجویان کارشناسی
دوره کهاد
پژوهشی
وظایف معاونت پژوهشی
شورای پژوهشی
قطب های علمی و پژوهشکدهها
آزمایشگاه های پژوهشی
آییننامهها و فرم ها
نشریات پژوهشی
راهنمای دسترسی به منابع علمی
نمایش اطلاعات جلسه دفاع
دانشجویی
وظایف معاونت دانشجویی و فرهنگی
انجمنهای علمی
مرکز مشاوره
فرم ها و آیین نامه ها
گروه های آموزشی
مهندسی مکانیک - حرارت و سیالات
مهندسی مکانیک - جامدات
مهندسی انرژی - مهندسی هوافضا
مهندسی هسته ای
تماس با ما
