نوع مقاله : مقاله پژوهشی

نویسندگان

1 پژوهشکده‌ی رآکتور و ایمنی هسته‌ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، صندوق پستی: 1339-14155، تهران ـ ایران

2 پژوهشکده‌ی‌ رآکتور و ایمنی هسته‌ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، صندوق پستی: 1339-14155، تهران ـ ایران

چکیده

هدف از این مقاله، بررسی امکان استفاده از سوختی با هندسه حلقوی به منظور بهینه­‌سازی آن در رآکتور تحقیقاتی تهران از دیدگاه نوترونی است. در استفاده از سوخت‌های حلقوی، به دلیل تولید شار بالاتر و راکتیویته بیش‌­تر، نیاز به بارگذاری سوخت کم‌­تری است. بنابراین در این پژوهش، در رآکتور تحقیقاتی تهران از سوختی جدید با هندسه حلقوی جهت جایگزینی با سوخت فعلی که دارای هندسه صفحه‌­ای است، استفاده شده است. این سوخت از لحاظ موادی مشابه با سوخت رآکتور تهران می­‌باشد. برای این منظور، پارامترهای نوترونی قلب شامل ضریب تکثیر مؤثر، راکتیویته، توزیع شار نوترون سه­‌گروهی، ضریب بیشینه توان، ضریب ایمنی راکتیویته، ارزش میله­‌های کنترل، با استفاده از کدهای MCNPX2.7 و WIMS-CITATION محاسبه شده است. سپس نتایج حاصله این کدها با نتایج گزارش آنالیز ایمنی (SAR) رآکتور تحقیقاتی تهران (TRR) مقایسه گردید. نتایج نشان می‌­دهد که مقدار درصد اختلاف نسبی برای پارامترهای راکتیویته و ضریب بیشینه توان برای رآکتور تیوبلار حاصل از کد MCNPX در مقایسه با نتایج TRR-SAR به ترتیب در حدود 2/0 و 22- درصد می­‌باشد. هم‌­چنین نتایج به دست آمده در این مقاله نشان می‌دهد که برای رسیدن به راکتیویته معادل قلب اول رآکتور تحقیقاتی تهران یعنی حدود pcm 6916، میزان جرم سوخت قلب تیوبلار تا حدود 17% کاهش می‌­یابد. از سوی دیگر، با استفاده از سوخت حلقوی شار نوترونی در کانال‌­های پرتودهی تا حدود 14% افزایش می‌­یابد. هم‌­چنین با توجه به نتایج این تحقیق، قلب پیشنهادی تیوبلار، قلبی با چیدمان 16 تایی و حداقل 7 بسته 6 تایی میله کنترل جهت رسیدن به معیارهای ایمنی لازم است.

کلیدواژه‌ها

عنوان مقاله [English]

Neutronic conceptual design of Tehran Research Reactor using tubular fuel

نویسندگان [English]

  • M. Hasanzadeh 1
  • F. Khoshahval 2
  • M. Amin Mozafari 2
  • M.A. Amirkhani 2
  • A. Lashkari 2
  • M. Rajaei 2

1 Reactor and Nuclear Safety Research School, Nuclear Science and Technology Research Institute, P.O.Box: 14155-1339, Tehran - Iran

2 Reactor and Nuclear Safety Research School, Nuclear Science and Technology Research Institute, P.O.Box: 14155-1339, Tehran - Iran

چکیده [English]

The purpose of this paper is to investigate the possibility of using fuel with annular geometry (Tubular) in Tehran research reactor (TRR) from a neutronic perspective. The use of annular fuels requires less fuel load due to higher flux generation and higher reactivity. It is noteworthy that one of the most important advantages of this type of fuel is the creation of an area in the center of the fuel complex for irradiation of materials and production of radiopharmaceuticals. Therefore, in the TRR, a new fuel with annular geometry has been adopted to replace the current fuel with cubic geometry. This fuel is similar to TRR fuel in terms of materials. For this purpose, the neutron conditions of the core are simulated using MCNPX2.7 and WIMS-CITATION codes. Then the obtained results from these codes were compared with the SAR results of the TRR. The obtained results in this paper show that to achieve the reactivity equivalent to the first core of the TRR, the critical mass of the tubular core fuel is up to 17% less than the critical mass of the first core fuel. On the other hand, using annular fuel, the neutron flux in the radiation channels increases up to about 14%. Also, according to the results of this study, the proposed tubular core, a core with an arrangement of 16 and at least 8 packages of 6 control rods are needed to achieve safety standards.

کلیدواژه‌ها [English]

  • Tubular Fuel
  • Tehran Research Reactor
  • Neutronic Parameters
  • MCNPX2.7
  • WIMS-CITATION
1. V. Rozhikov, et al., Design and Manufacture of Fuel Assemblies for Russian Research Reactors, In Safety Related Issues of Spent Nuclear Fuel Storage, Springer, 95-105 (2007).
 
2. K.A. Konoplev, et al, LEU WWR-M2 fuel qualification, In Proceedings of this Conference, (2002).
 
3. D.B. Pelowitz, MCNPX 2.7.0 manual, LANL, LA-CP-07-1473. Los Alamos National Laboratory, (2008).
 
4. CITATION-LDI, Nuclear Reactor Core Analysis Code System Contributed by: Oak Ridge National Laboratory Oak Ridge, Tennessee "CCC-643 CITATION-LDI 2".
 
5. N.A. Hanan, et al, Feasibility studies for LEU conversion of the WWR-SM reactor in Uzbekistan using pin-type and tubular fuels, No. INIS-XA-C--007. (2003).
 
6. P.L. Garner, N.A. Hanan, Neutronics, steady-state, and transient analyses for the Poland MARIA reactor for irradiation testing of LEU lead test fuel assemblies from CERCA: ANL independent verification results, No. ANL/08/27. Argonne National Lab (ANL), Argonne, IL (United States), (2011).
 
7. AEOI, Safety Analysis Report for Tehran Research Reactor, (Atomic Energy Organization of Iran, Tehran, Iran, 2009).
 
8. H. Khaleghi, M. Hasanzadeh, Analysis of the thermal feedback and burn up effects on kinetic parameters in TRR by the Monte Carlo method, Journal of Physics Communications, 3, (2018).