پیوندهای مفید
اخبار و اعلانات
آمار
| تعداد نشریات | 25 |
| تعداد شماره‌ها | 932 |
| تعداد مقالات | 7,652 |
| تعداد مشاهده مقاله | 12,494,807 |
| تعداد دریافت فایل اصل مقاله | 8,886,306 |
مقاله پژوهشی: اثر تغییرات هندسی مجتمع‌های سوخت راکتور WWER-1000 بر پارامتر مصرف سوخت آنها | ||
| فیزیک کاربردی ایران | ||
| مقاله 6، دوره 9، شماره 2 - شماره پیاپی 17، تیر 1398، صفحه 65-73 اصل مقاله (3.27 M) | ||
| نوع مقاله: مقاله پژوهشی | ||
| شناسه دیجیتال (DOI): 10.22051/jap.2020.28987.1137 | ||
| نویسندگان | ||
| سید محمد متولی* 1؛ امیر پایانی2؛ امید حلالخور1 | ||
| 1گروه فیزیک هسته ای-دانشکده علوم پایه-دانشگاه مازندران | ||
| 2گروه فیزیک هسته ای-دانشکده علوم پایه- دانشگاه مازندران | ||
| چکیده | ||
| پیش‌بینی میزان مصرف سوخت مجتمع‌های سوخت در راکتورهای هسته‌ای از مهمترین مباحث مهندسی هسته‌ای و فیزیک راکتور است. محققان زیادی در کشورهای مختلف در زمینۀ بهبود میزان مصرف سوخت در راکتورهای هسته‌ای و افزایش شاخص‌های اقتصادی و ایمنی آن کار می‌کنند. کد DRAGON4 یک کد محاسبات سلولی و مصرف سوخت است که در دانشگاه پلی‌تکنیک مونترال کانادا توسعه یافته است. در پژوهش حاضر، ابتدا کد مذکور برای یک مجتمع سوخت نیروگاه اتمی بوشهر اعتبارسنجی شده و سپس با استفاده از آن اثر تغییرات هندسی بر میزان مصرف سوخت در مجتمع سوخت مذکور بررسی شده است. نتایج حاصل از این شبیه‌سازی صحت طراحی گام شبکۀ سوخت را از جنبۀ ایمنی و اقتصادی در سوخت‌های نیروگاه اتمی بوشهر اثبات می‌کند. | ||
| کلیدواژه‌ها | ||
| کد DRAGON4؛ مصرف سوخت؛ مجتمع سوخت؛ تغییرات هندسی | ||
| عنوان مقاله [English] | ||
| Effect of Geometric Changes in of WWER-1000 Reactor’s Fuel Assemblies on their Fuel Burnup Parameter | ||
| نویسندگان [English] | ||
| Seyed Mohammad Motevalli1؛ Amir Payani2؛ omid Halalkhor1 | ||
| 1Department of Nuclear Physics, Faculty of Sciences, University of Mazandaran | ||
| 2Department of Nuclear Physics, Faculty of Science, University of Mazandaran, Babolsar, Iran | ||
| چکیده [English] | ||
| The prediction of fuel burnup of fuel assemblies in nuclear reactors is one of the most important issues in nuclear engineering and reactor physics. Currently, many researchers in different countries are working on improving fuel burnup in nuclear reactors and increasing their economic and safety indicators. The DRAGON4 code is a cell and fuel burnup calculation code which was developed at Montreal Polytechnic University of Canada. In this study, at first, the DRAGON4 code was verified for a fuel assembly of Bushehr nuclear power plant and then, the fuel burnup changes due to geometric changes in the mentioned fuel assembly have been investigated. Results of this simulation prove the validity of fuel rod pitch with consideration of safety and economy aspects in Bushehr nuclear power plant fuel assemblies. | ||
| کلیدواژه‌ها [English] | ||
| DRAGON4 Code, Fuel Burnup, Fuel Assemblies, Geometric Changes | ||
| مراجع | ||
|
[1] Rowayda F. et al. “Burnup credit in criticality safety of PWR spent fuel”. Nuclear Engineering and Design. 280. 628–633. 2014. [2] IAEA-TECDOC-1547. “Advances in Applications of Burnup Credit to Enhance Spent Fuel Transportation, Storage”. Reprocessing and Disposition. IAEA, VIENNA. 2007. [3] Oberle, Ph, Broeders C. H. M., and Dagan R. “Comparison of PWR–burnup calculations with SCALE 5.0/TRITON other burnup codes and experimental results”. PHYSOR-2006, Advances in Nuclear Analysis and Simulation. Vancouver, BC, Canada. 2006. [4] Oggianu S., Kazimi M. Analysis of Burnup and Economic Potential of Alternative Fuel Materials in Thermal Reactors. Nuclear Technology. Vol. 143. 256-269. 2003. [5] Hadad K., Yousefnia M. “Burnup and Neutronic Analysis of VVER-1000 Nuclear Reactor”. Proceedings of 2010 LWR Fuel Performance, Orlando, Florida, USA, September. 26-29. 2010. [6] Taheranpour N., Talaei A. “Development of practical method using a Monte Carlo code for evaluation of optimum fuel pitch in a typical VVER-1000 core”. Annals of Nuclear Energy. 54. 129-133. 2013. [7] Mozafari M.A., Faghihi F.. “Design of annular fuels for a typical VVER-1000 core: Neutronic investigation, pitch optimization and MDNBR calculation”. Annals of Nuclear Energy. 60. 226-234. 2013. [8] Marleau G., Roy R. “User Guide for DRAGON Version4”. 2013. [9] Calic D., Trkov A., and Kromar M. “Use of Lattice code DRAGON in reactor calculations”. Proceedings of the 22nd International Conference Nuclear Energy for New Europe, September. 2013. [10] ZAO ASE. Final Safety Analysis Report of Bushehr NPP Unit 1. Chapter 4. Revision1. 2014. [11] José J. Herrero et al. “Review calculations for the OECD/NEA Burnup Credit Criticality Safety Benchmark”. Annals of Nuclear Energy. 87. 48–57. 2016. [12] Wang D. “Optimization of a seed and blanket thorium-uranium fuel cycle for pressurized water reactors”. Massachusetts Institute of Technology. 2003. [13] Rahgoshay M., Hashemi-Tilehnoee M. “Calculating the inventory of heavy metals in the fuel assemblies of VVER-1000 during the first cycle”. Annals of Nuclear Energy. 58. 33-35. 2013. [14] Gauld I.C., Radulescu G., Ilas G., Murphy B.D., Williams M.L., Wiarda D. “Isotopic depletion and decay methods and analysis capabilities in SCALE”. Nuclear Technology. 174. 169-195. 2011. [15] Ohashi H., Sato H., Tachibana Y., Kunitomi K., Ogawa M.. “Concept of an inherently-safe high temperature gas-cooled reactor”. AIP Conference Proceedings, American Institute of Physics. 50-58. 2012. [16] Qvist S., Greenspan E. “Inherent Safety of Minimum Burnup Breed-and-Burn Reactors”. Proc. Int. Congress Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP’12), June 24–28, 2012, American Nuclear Society Chicago, Illinois, 24-28. 2012. [17] Scaglione J.M., Mueller D.E., Wagner J.C. “An approach for validating actinide and fission product burnup credit criticality safety analyses: criticality (keff) predictions”, Nuclear Technology, 188. 266-279. 2014. [18] Averyanova S., Dubov A., Kosourov K., Filimonov P. “Temperature regulation and maneuverability of VER-1000”. Atomic energy.109. 2011. | ||
|
آمار تعداد مشاهده مقاله: 781 تعداد دریافت فایل اصل مقاله: 556 |
||