مجله علوم، مهندسی و فناوری هسته‌ای

شبیه‌سازی قلب رآکتور گازی HTR-10 با سوخت کروی و تعیین حداقل ارتفاع لازم به ‌منظور ایجاد بحرانیت در رآکتور

نوع مقاله : مقاله فنی

نویسندگان

کاوس عباسی 1
محمد حسین نیری 2

1 گروه فیزیک، دانشکده علوم پایه، دانشگاه یاسوج، صندوق پستی: 7591874831، یاسوج - ایران

2 گروه مهندسی هسته‌ای، دانشگاه آزاد اسلامی ارسنجان، صندوق پستی: 7376153161، ارسنجان - ایران

https://doi.org/10.24200/nst.2024.1527.1996
چکیده
رآکتور HTR-10 یک رآکتور بسترتوپکی آزمایشی است که شبیه‌سازی شار نوترونی این رآکتور جهت توسعۀ این رآکتورها به دلایل مزیت‌های  متعددی که دارند بسیار پر اهمیت است. از مزیت‌های این نوع رآکتور ایمنی و راندمان بالا و ماژولار بودن آن است. از این‌رو یکی از موضوعات مهم و قابل توجه کشورهای صاحب تکنولوژی هسته‌ای مطالعه و تحقیقات بر روی  این نوع رآکتورها به منظور تجاری‌سازی آنها می‌باشد. ازآنجاکه سوخت و کندکننده در رآکتور به شکل گوی‌های کروی است و به ‌صورت تصادفی در قلب توزیع می‌شوند، بررسی شار نوترونی این رآکتور از طریق بررسی حداقل ارتفاع لازم برای بحرانیت رآکتور با توجه به نوع چینش سوخت و کندکننده بسیار مهم است. بنابراین، در این تحقیق روش جدیدی برای چینش توپک‌های سوخت و کندکننده، با حفظ نسبت 43:57 پیشنهاد داده شده است. محاسبات و شبیه‌سازی قلب با استفاده از کد MCNP صورت گرفته است. گاز هلیم به عنوان خنک‌کننده‌ در نظر گرفته شده و تغییرات راکتیویته بر اثر ورود میله‌های کنترل محاسبه شده است.

کلیدواژه‌ها

رآکتور بسترتوپکی
ارتفاع بحرانیت
شار نوترونی
کد MCNP

عنوان مقاله English

Simulation of the HTR-10 reactor core with spherical fuel to obtain the minimum height to access reactor criticality

نویسندگان English

K. Abbasi 1
M.H. Nayyeri 2
1 Department of Physics, College of Sciences, Yasuj University, P.O.Box: 7591874831, Yasuj – Iran
2 Department of Nuclear Engineering, Islamic Azad University of Arsanjan Branch, P.O.Box: 7376153161, Arsanjan – Iran
چکیده English

The HTR-10 reactor is an experimental Pebble Bed Reactor (PBR), where simulating the neutron flux is crucial due to the reactor's multiple advantages, including safety, high efficiency, and modularity. As a result, studying and researching such reactors is a significant focus for countries with nuclear technology, especially for commercialization. Since both the fuel and moderator are in the form of spherical pebbles and are randomly distributed in the core, accurately evaluating the neutron flux is vital. This evaluation involves calculating the minimum height required for the reactor’s criticality, based on the specific arrangement of fuel and moderator. In this study, a new method for arranging the fuel and moderator pellets, while maintaining a ratio of 43:57, has been proposed. The calculations were performed using the MCNP code. Helium gas was chosen as the coolant, and changes in reactivity due to the insertion of control rods were also calculated.

کلیدواژه‌ها English

Pebble bed reactor
Criticality height
Neutron flux
MCNP code
  1. TECDOC-1645. High Temperature Gas Cooled Reactor Fuels and Materials. International Atomic Energy Agency (IAEA), Vienna, Austria. 2010.

 

  1. Halla-aho L. Development of an HTR-10 model in the Serpent reactor physics code. Lappeenranta University of Technology. 2014.

 

  1. Tang Y, Zhang L, Guo Q, Xia B, Yin Z, Cao J. Analysis of the pebble burnup profile in a pebble-bed nuclear reactor. Nuclear Engineering and Design. 2019;345(15):233-251.

 

  1. Abedi A, Vosoughi N. An exact MCNP modeling of pebble bed reactors. 2011 International Nuclear Atlantic Conference-INAC. 2011.

 

  1. Beck J.M, Pincock L.F. High Temperature Gas-Cooled Reactors Lessons Learned Applicable to the Next Generation Nuclear Plant. INL/EXT-10-19329. Idaho National Laboratory. 2011.

 

  1. Li W, Yu G, Wei C. Research on benchmark calculation and analysis of HTR-10 with RMC code. 2014.

 

  1. Kim H.C, Kim S.H, Kim J.K. A new strategy to simulate a random geometry in a pebble-bed core with theMonte Carlo code MCNP. 2011.

 

  1. Lebenhaft J.R. MCNP4B modeling of pebble-bed reactors. 2001.

 

  1. Çolak Ü, Seker V. Monte Carlo Criticality Calculations for a Pebble Bed Reactor with MCNP. 2005.

 

  1. Rosales J, Muñoz A, García C, García L, Brayner C, Pérez J, Abánades A. Computational Model for the Neutronic Simulation of Pebble Bed Reactor’s Core Using MCNPX. International Journal of Nuclear Energy. 2014.

 

  1. Hosseini S.A, Athari-Allaf M. Synthesis of spherical bed type reactors with MCNP code. Physics Research Journal, 2012;NO. 2.

 

  1. Kolali A, Noorghasemi Gharghechi H, Ramazani I. Vosoughi N. Simulation and neutronic calculations of HTR10 reactor using SUPER MC and MCNPx2.7 nuclear calculation codes. 25th Iran Nuclear Conference. 2017 March.

 

  1. Zuhair, Suwoto, Setiadipura T, Kuijper J.C. The effects of fuel type on control rod reactivity of pebble-bed reactor. Nukleonika. 2019;64(4):131-138.

 

  1. Wu Z, Lin D, Zhong D. The design features of the HTR-10. Nuclear Engineering and Design. 2002;218:25-32.

 

  1. Suikkanen H, Ritvanen J, Jalali P, Kyrki-Rajamäki R. Discrete element modelling of pebble packing in pebble bed reactors. Nuclear Engineering and Design. 2014 July 1;273:24-32.

صفحه اصلی