>
Fa   |   Ar   |   En
   تحلیل نوترونی و ترموهیدرولیکی استفاده از سوخت حلقوی در راکتور نیروگاه اتمی بوشهر در کد mcnpx و انسیس فلوئنت  
   
نویسنده طیاری صادق زینب ,ذوالفقارپور فرهاد
منبع پژوهش فيزيك ايران - 1403 - دوره : 24 - شماره : 4 - صفحه:355 -374
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 هسته ‌ای mcnpx.2.6.0 شبیه ‌سازی شده است. پس از صحت‌سنجی شبیه ‌سازی، 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 4.01 واحد نسبت به سوخت توپر افزایش یافته و از مقدار 12.33 در سوخت توپر، به 16.34 در واحدهای gwd/mtu برسد. همچنین خنک شوندگی بهتر، سبب می‌ شود که بیشینه دمای مرکز سوخت 300 کلوین کاهش یابد. علاوه‌بر‌آن، سبب می شود که حاشیۀ ایمنی mdnbr از مقدار 1.7 در سوخت توپر، به مقدار 2.5 در غلاف بیرونی، و به مقدار 3.7 در غلاف داخلی، افزایش یابد.
کلیدواژه سوخت حلقوی، سوخت توپر، نیروگاه اتمی بوشهر bnpp، مصرف سوخت، سوختن، انسیس فلوئنت
آدرس دانشگاه محقق اردبیلی, دانشکده علوم, گروه فیزیک هسته‌ای, ایران, دانشگاه محقق اردبیلی, دانشکده علوم, گروه فیزیک هسته‌ای, ایران
پست الکترونیکی zolfagharpur@yahoo.com
 
   neutronic and thermohydraulic analysis of annular fuels in mcnpx and ansys fluent for use in bnpp  
   
Authors tayyari-sadegh zeinab ,zolfagharpur farhad
Abstract    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.
Keywords mcnpx
 
 

Copyright 2023
Islamic World Science Citation Center
All Rights Reserved