نوع مقاله : مقاله پژوهشی

نویسندگان

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

2 گروه مهندسی هسته‌ای، دانشکده مهندسی انرژی، دانشگاه صنعتی شریف، تهران، ایران

3 رییس دانشکده مهندسی انرژی

چکیده

چکیده: برای تحلیل نوترونی-ترموهیدرولیکی قلب راکتورهای هسته‌ای، نیاز به توسعه نرم‌افزارهای محاسبات هسته‌ای جهت محاسبه پارامترهای نوترونی-ترموهیدرولیکی به‌منظور بهره‌برداری ایمن از آن‌ها می‌باشد . در این مقاله نرم‌افزار S4HC جهت انجام محاسبات ترموهیدرولیکی قلب در حالت پایا به‌روش تک‌کانال گرم‌شونده توسعه داده شد. به‌منظور تحلیل قلب راکتور بوشهر، پس از محاسبه پارامترهای نوترونی به‌روش نودال بسط شار ، به تحلیل ترموهیدرولیکی مجتمع‌های سوخت با استفاده از نرم‌افزار S4HC پرداخته شد. پس از انجام محاسبات ترموهیدرولیکی برای مجتمع‌های سوخت ازجمله مجتمع سوخت داغ، نتیجه شد که تمام پارامترهای ترموهیدرولیکی سیال خنک‌کننده در حدود مجاز خود قرار دارند و راکتور دارای حاشیه مناسبی از حالت اشباع است.

چکیده: برای تحلیل نوترونی-ترموهیدرولیکی قلب راکتورهای هسته‌ای، نیاز به توسعه نرم‌افزارهای محاسبات هسته‌ای جهت محاسبه پارامترهای نوترونی-ترموهیدرولیکی به‌منظور بهره‌برداری ایمن از آن‌ها می‌باشد . در این مقاله نرم‌افزار S4HC جهت انجام محاسبات ترموهیدرولیکی قلب در حالت پایا به‌روش تک‌کانال گرم‌شونده توسعه داده شد. به‌منظور تحلیل قلب راکتور بوشهر، پس از محاسبه پارامترهای نوترونی به‌روش نودال بسط شار ، به تحلیل ترموهیدرولیکی مجتمع‌های سوخت با استفاده از نرم‌افزار S4HC پرداخته شد. پس از انجام محاسبات ترموهیدرولیکی برای مجتمع‌های سوخت ازجمله مجتمع سوخت داغ، نتیجه شد که تمام پارامترهای ترموهیدرولیکی سیال خنک‌کننده در حدود مجاز خود قرار دارند و راکتور دارای حاشیه مناسبی از حالت اشباع است.

کلیدواژه‌ها

عنوان مقاله [English]

Steady-State Analysis of Neutronic and Thermal-hydraulic for Bushehr Nuclear Reactor’s Fuel Assemblies Using Nodal Expansion and Single Heated Channel Method

نویسندگان [English]

  • Davod Naghavi dizaji 1
  • ali kolali 2
  • Naser Vosoughi 3

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

2 Department of Energy Engineering, Sharif University of Technology,

3 Chair, Dept. of Energy Engineering, SHARIF Univ. of Technology

چکیده [English]

Abstract: For the neutronic and thermal-hydraulic analysis of nuclear reactors core, it is necessary to develop nuclear computing softwares in order to calculate the neutronic and thermal-hydraulic parameters for the safe operation of them. In this paper, S4HC software was developed for steady-state thermal-hydraulic core calculations using single heated channel method. In order to analyze the core of Bushehr reactor, after calculating neutron parameters by nodal expansion method, thermal-hydraulic analysis of fuel assemblies was performed using S4HC software. After thermal-hydraulic calculations for the fuel assemblies, including the hot fuel assembly, it was concluded that all the thermal-hydraulic parameters of the coolant are within their allowed ranges and the reactor has a good saturation margin.

Abstract: For the neutronic and thermal-hydraulic analysis of nuclear reactors core, it is necessary to develop nuclear computing softwares in order to calculate the neutronic and thermal-hydraulic parameters for the safe operation of them. In this paper, S4HC software was developed for steady-state thermal-hydraulic core calculations using single heated channel method. In order to analyze the core of Bushehr reactor, after calculating neutron parameters by nodal expansion method, thermal-hydraulic analysis of fuel assemblies was performed using S4HC software. After thermal-hydraulic calculations for the fuel assemblies, including the hot fuel assembly, it was concluded that all the thermal-hydraulic parameters of the coolant are within their allowed ranges and the reactor has a good saturation margin.

کلیدواژه‌ها [English]

  • Neutronic and Thermal-hydraulic Analysis
  • Single Heated Channel
  • High-order Nodal Expansion Method
  • S4HC
  • Bushehr Nuclear Reactor