مجله علوم، مهندسی و فناوری هسته‌ای

تحلیل پایای نوترونی و ترموهیدرولیک مجتمع‌های سوخت رآکتور هسته‌ای بوشهر با استفاده از روش نودال بسط شار و تک‌کانال گرم‌شونده

نوع مقاله : مقاله پژوهشی

نویسندگان

داود نقوی دیزجی
علی کللی
ناصر وثوقی

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

https://doi.org/10.24200/nst.2020.548.1369
چکیده
برای تحلیل نوترونی- ترموهیدرولیکی قلب رآکتورهای 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 رآکتور 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 از جمله مجتمع سوخت داغ، نتیجه شد که تمام پارامترهای ترموهیدرولیکی سیال خنک‌کننده در حدود مجاز خود قرار دارند و رآکتور دارای حاشیه مناسبی از حالت اشباع  است.

کلیدواژه‌ها

تحلیل نوترونی- ترموهیدرولیک
تک‌کانال گرم‌شونده
نودال بسط شار مرتبه بالا
S4HC
رآکتور بوشهر

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

D. Naghavi Dizaji
A. Kolali
N. Vosoughi
Department of Energy Engineering, Sharif University of Technology, P.O.BOX: 14565-1114, Tehran - Iran
چکیده English

For the neutronic and thermal-hydraulic analysis of nuclear reactor cores, it is necessary to develop nuclear computing software to calculate neutronic and thermal-hydrodynamic parameters for their safe operation. In this paper, S4HC software was developed for steady-state thermal-hydraulic core calculations using a single heated channel method. To analyze the Bushehr reactor core, after calculating neutron parameters by the nodal expansion method, a 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 coolant thermal-hydraulic parameters are within their allowed ranges and the reactor has sufficient saturation margins.

کلیدواژه‌ها English

Neutronic and thermal-hydraulic analysis
Single heated channel
High-order nodal expansion method
S4HC
Bushehr nuclear reactor
  1. Naghavi Dizaji D. Investigating the Propagation of Thermal-hydraulic Noise in PWRs in Two phases. MSc Thesis, Sharif University of Technology. Tehran, Iran. 2018 [In Persian]. Available at: https://ganj.irandoc.ac.ir//#/articles/6652df6a65abbfee32f6168bf4782a19.

 

  1. Kolali A, Naghavi Dizaji D, Vosoughi N. Development of the S3-HACNEM Simulator Program in order to Solving the Forward and Adjoint Neutron Diffusion Equation for Rectangular Geometry Reactor Cores. Journal of Nuclear Science and Technology. 2024;45(2):21-28 [In Persian]. https://doi.org/10.24200/nst.2023.469.1319.

 

  1. Naghavi Dizaji D, Vosoughi N. Thermal-hydraulic Investigation of Bushehr Nuclear Reactor in Two-Phase mode by Single Heating Channel method. 25th Iran Nuclear Conference, Bushehr, Iran. 2019 [In Persian].

 

  1. Kolali A, Naghavi Dizaji D, Vosoughi N. Development of the SH3-ACNEM Simulator Program in order to Solving the Forward and Adjoint neutron Diffusion Equation for Hexagonal Geometry Reactor Cores. Journal of Nuclear Science and Technology. 2024;44(1):103-110 [In Persian]. https://doi.org/10.24200/nst.2023.436.1298.

 

  1. Todreas N.E, Kazimi M.S. Nuclear systems I&II. Taylor & Francis. 1990.

 

  1. BrkiÄ D. Determining friction factors in turbulent pipe flow. 2012.

 

  1. El-Wakil M.M. Nuclear Heat Transport. 1971.

 

  1. AEOI, Final Safety Analysis Report (FSAR) of BNPP-1. 2007.

 

  1. Hosseini S.A, Vosoughi N. On a various noise source reconstruction algorithms in VVER-1000 reactor core. Nuclear Engineering and Design. 2013;261:132-143.

صفحه اصلی