نوع مقاله: مقاله پژوهشی

نویسندگان

1 دانشکده‌ی مهندسی انرژی، دانشگاه صنعتی شریف، صندوق پستی: 1114-14565، تهران- ایران

2 رئیس دانشکده مهندسی انرژی

چکیده

امروزه در مبحث محاسبات راکتورهای هسته‌ای مثل فرسایش و مدیریت سوخت، تحلیل گذرا و بازسازی توان میله‌های سوخت، به دنبال روش‌هایی جهت استفاده در کدهای محاسبات هسته‌ای هستند که علاوه بر دقت قابل‌قبول از هزینه و زمان محاسبات بهینه‌ای برخوردار باشند. در این پژوهش با گسسته‌سازی معادله پخش نوترون با روش نودال بسط شار جریان ‌متوسط مرتبه بالا نشان داده می‌شود که این روش‌ از زمان محاسبات بهینه و دقت قابل‌قبولی بهره می‌برد. گسسته‌سازی معادله پخش مستقیم و الحاقی نوترون، برای هندسه مربعی دوبعدی و در دو گروه انرژی انجام می‌شود و پس‌ازآن شبیه‌ساز قلب راکتور S3-HACNEM توسعه می‌یابد. جهت راستی آزمایی، محاسبات برای قلب راکتور BIBLIS-2D انجام‌شده و با مقایسه با مراجع معتبر، نتیجه می‌شود که با افزایش مرتبه بسط شار از چندجمله‌ای‌های درجه‌دو به چهار، متوسط خطای محاسبات از %67/9 به %58/0 بهبود می‌یابد.
کلید‌واژه‌ها : شبیه‌ساز، محاسبات الحاقی، معادله پخش نوترون، هندسه چهار‌گوش، نودال بسط شار مرتبه بالا

کلیدواژه‌ها

عنوان مقاله [English]

Development of the S3-HACNEM Simulator Program in order to Solving the Forward and Adjoint Neutron Diffusion Equation for Rectangular Geometry Reactor Cores

نویسندگان [English]

  • Ali Kolali 1
  • Davod Naghavi dizaji 1
  • Naser Vosoughi 2

1 Department of Energy Engineering, Sharif University of Technology, P.O.BOX: 14565-1114, Tehran, Iran

2 Chairman of Department of Energy Engineering,Sharif University of Technology

چکیده [English]

Today in nuclear reactor calculations such as burn up and fuel management, transient analysis and pin power reconstruction, are looking for methods for use in nuclear calculation codes that, in addition to the acceptable accuracy of cost and time of computing, are optimal. In this paper, the discretization of the neutron diffusion equation with high-order average current nodal expansion method is shown, which has the ability to calculate optimum time and acceptable accuracy. The discretization of the Forward and Adjoint neutron diffusion equation is performed for two-dimensional rectangular geometry in two energy groups and then the S3-HACNEM reactor core simulator is developed. To verify; the calculations for the BIBLIS-2D reactor core are performed and compared with valid references. It results that the computational error improves from 9.67% to 0.58% by increasing the flux expansion order from quadratic polynomials to four.
Keywords: Simulator, Adjoint Calculation, Diffusion Equation, Rectangular Geometry, ACNEM, HACNEM

کلیدواژه‌ها [English]

  • Simulator
  • Adjoint Calculation
  • Diffusion Equation
  • Rectangular Geometry
  • ACNEM