تحلیل نوترونی و ترموهیدرولیکی استفاده از سوخت حلقوی در راکتور نیروگاه اتمی بوشهر در کد MCNPX و انسیس فلوئنت

طیاری صادق, زینب; ذوالفقارپور, فرهاد

doi:10.47176/ijpr.24.4.61908

تحلیل نوترونی و ترموهیدرولیکی استفاده از سوخت حلقوی در راکتور نیروگاه اتمی بوشهر در کد MCNPX و انسیس فلوئنت

نوع مقاله : مقاله پژوهشی

نویسندگان

زینب طیاری صادق

فرهاد ذوالفقارپور

گروه فیزیک هسته‌ای دانشکده علوم، دانشگاه محقق اردبیلی، اردبیل

https://doi.org/10.47176/ijpr.24.4.61908

چکیده

در این مقاله، استفاده از سوخت حلقوی به جای سوخت توپر در قلب راکتور بوشهر بررسی شده است. در هندسۀ حلقوی، سوخت دو کانال داخلی و خارجی و دوسطح تبادل دمای سوخت با خنک کننده دارد. پنج نوع هندسۀ حلقوی با شعاع‌های داخلی و خارجی متفاوت به انضمام سوخت توپر فعلی مورد استفاده در راکتور بوشهر، در کد هسته‌ای MCNPX.2.6.0 شبیه‌سازی شده است. پس از صحت‌سنجی شبیه‌سازی، برخی پارامترهای نوترونی برای سوخت‌های با هندسۀ حلقوی توسط کد محاسبه شده است. با تحلیل نتایج، هندسۀ حلقوی بهینه معرفی و پیشنهاد شده است. پس از تحلیل نوترونی، هندسۀ حلقوی انتخاب شده از دیدگاه ترموهیدرولیکی در کد کبرا و نرم افزار فلوئنت مورد بررسی قرار گرفته است. طبق نتایج به دست آمده، استفاده از سوخت حلقوی سبب می‌شود مقدار سوختن در حدود 01/4 واحد نسبت به سوخت توپر افزایش یافته و از مقدار 33/12 در سوخت توپر، به 34/16 در واحدهای GWd/MTU برسد. همچنین خنک شوندگی بهتر، سبب می‌شود که بیشینه دمای مرکز سوخت 300 کلوین کاهش یابد. علاوه‌بر‌آن، سبب می‌شود که حاشیۀ ایمنی MDNBR از مقدار 7/1 در سوخت توپر، به مقدار 5/2 در غلاف بیرونی، و به مقدار 7/3 در غلاف داخلی، افزایش یابد.

کلیدواژه‌ها

سوخت حلقوی

سوخت توپر

نیروگاه اتمی بوشهر BNPP

مصرف سوخت

سوختن

MCNPX

انسیس فلوئنت

موضوعات

فیزیک هسته ای

عنوان مقاله English

Neutronic and thermohydraulic analysis of annular fuels in MCNPX and ANSYS FLUENT for use in BNPP

نویسندگان English

Zeinab Tayyari-Sadegh

Farhad Zolfagharpur

University of Mohaghegh Ardabili, Ardabil, Iran

چکیده English

In this article, the use of annular fuel instead of solid fuel is investigated in the core of the Bushehr reactor. In annular geometry, the fuel has two internal and external channels and two surfaces for temperature exchange. The current solid fuel used in the Bushehr reactor and five types of annular geometries were simulated in the MCNPX.2.6.0 nuclear code. After validating the simulation, some neutronic parameters have been calculated by the code. By analyzing the results, the optimal annular geometry has been introduced and suggested. After the neutronic analysis, the chosen annular geometry has been analyzed from the thermohydraulic point of view in the COBRA code and FLUENT software. According to the obtained results, the use of annular fuel, the burnup increases by about 4.01 GWd/MTU. Also annular fuel usage decreases the maximum temperature of the fuel center by about 300 K. It also increases the safety margin of MDNBR from 1.7 in solid fuel, to 2.5 in the outer cladding, and to 3.7 in the inner cladding of annular fuel.

کلیدواژه‌ها English

annular fuel

BNPP

burnup

MCNPX

FLUENT

B Feng and M S Kazimi, ‟Final Technical Report for the MIT Annular Fuel Research Project” Massachusett Institute of Technology, Cambridge (2008).
M S Kazimi, et al., ‟MIT-NFC-PR-082”, Center for Advanced Nuclear Energy Systems, MIT (2006).
P Hejzlar and M S Kazimi, Technology, 160, 1 (2007) 2.
D Feng, et al., Technol. 160 (2007) 16.
V Blinkov, et al., Eng. 57 (2010) 213.
N Todreas and M Kazimi, ‟Nuclear System”, Maaschussets Institute of Technology, (2011).
H T Kim et al., International Congress on Advanced Nuclear Power Plants, Hollywood, Florida, USA, (2002).
G R Ansarifar et al., 21 st Iran Nuclear Conference, Isfahan University, 2015. (persian)
G R Ansarifar et al., Nucl. Sci. Technol. 82 (2017). (persian)
N El-Sahlamy, M Hassan, and A Khedr, Kerntechnik 23 (2021).
M Amin Mozafari and F Faghihi, Nucl. Energy 60 (2013) 226.
O C Joseph, A E Bonah, A B Kwame, Key Eng. Mater. 769 (2018) 296.
T J Katona, ‟Nuclear Power – Deployment. Operation and Sustainability”, (2011).
K Obaidurrahman and J B Doshi, Nucl. Energy 38 (2011) 286.
H K Louis and E Amin, Nucl. Energy 164 (2021) 108586.
Atomic Energy Organization of Iran (AEOI). ‟Final Safety Analysis Report (FSAR) for Bushehr VVER-1000 Reactor”. (2003).
J J Duderstadt and L J Hamilton, ‟Nuclear Reactor Analysis”, Weily; 1^st ASIN: 0471, (1976).
J R Lamarsh, “Introduction to Nuclear Reactor Theory”, New Yobk University Addison-Wesley Publishlng Company Readmg.
R Gharari, N M Kojouri, and A H Saffari, “COBRA-EN (Modeling, Expansion and Code Upgrading)”, Nuclear Science and Technology Research Institute, ISBN: 978-600-7414-52-1, (2020). (persian)
A H Saffari and H Esmaili, Nucl. Energy 150, 1(2022) 104298.
S Botond, et al., Aided Chem. Eng. 33 (2014) 187.
“The Engineering Mindset .com", https://theengineeringmindset.com.
W Jens and P Lottes, Argonne National Lab. (1951).
S Arshi, S Mirvakili, F Faghihi, Nucl. Energy 52 (2010) 589.