بهینه‌سازی طراحی مجتمع‌های سوخت راکتور VVER-1000 با رویکرد بهبود عملکرد با استفاده از کد DRAGON4

نوع مقاله : مقاله پژوهشی

نویسندگان

1 گروه فیزیک، دانشکده علوم پایه، دانشگاه مازندران، صندوق پستی 13534–47416، بابلسر، ایران

2 سازمان انرژی اتمی، صندوق پستی 1339-14155، تهران، ایران

10.22052/rsm.2025.256720.1124

چکیده

برای بهینه‌سازی طراحی یک مجتمع سوخت هسته‌ای لازم است مشخصه‌های هندسی و ابعادی، خواص مواد به‌کار رفته در آن از جنبه‌های نوترونی، ترمو‌مکانیکی و ترموهیدرولیکی مورد بررسی قرار گیرد. در این پژوهش، بهینه‌سازی طراحی یک مجتمع سوخت راکتور VVER-1000 با استفاده از کد محاسبات سلولی و مصرف سوخت DRAGON4 از نقطه نظر نوترونی مورد بررسی قرار گرفته است. پارامترهای معیار شامل ضریب تکثیر مؤثر، غلظت ایزوتوپ‌های اورانیوم 235 و 238، پلوتونیوم 239، 240، 241 و 242، زینان 135 و ساماریوم 149 به عنوان شاخص‌های عملکردی سوخت در نظر گرفته شده‌اند. اهمیت این ایزوتوپ‌ها به‌دلیل نقش آن‌ها در واکنش‌های شکافت، تولید انرژی و همچنین اثرات پسماند هسته‌ای است. با استفاده از قابلیت‌های کد مذکور، تأثیر تغییرات پارامترهای هندسی مجتمع سوخت از جمله قطر حفره مرکزی قرص سوخت، ضخامت قرص سوخت، گپ بین قرص سوخت و غلاف و ضخامت غلاف بر پارامترهای معیار مورد بررسی قرار گرفته است. دامنه تغییرات این پارامترها از 50 درصد کاهش تا 240 درصد افزایش نسبت به مقدار طراحی فعلی در نظر گرفته شده است. نتایج تحلیل حساسیت نشان می‌دهد که ضخامت قرص سوخت بیشترین تأثیر را بر تغییرات پارامترهای معیار دارد. به عبارت دیگر، تغییرات در ضخامت قرص سوخت باعث تغییرات قابل توجهی در ضریب تکثیر مؤثر و غلظت ایزوتوپ‌های مختلف می‌شود. همچنین، کاهش در پارامترهای هندسی مجتمع سوخت به طور کلی منجر به بهبود پارامترهای معیار و عملکرد بهتر سوخت می‌شود. یافته‌های این پژوهش می‌تواند در طراحی بهینه مجتمع‌های سوخت راکتور VVER-1000 و بهبود عملکرد آن‌ها مورد استفاده قرار گیرد.

کلیدواژه‌ها

عنوان مقاله [English]

Optimization of VVER-1000 reactor fuel assembly design with performance improvement approach

نویسندگان [English]

  • Omid Halalkhor 1
  • Amir Payani 2
1 Department of Physics, Faculty of Basic Science, University of Mazandaran, P.O. Box 13534-47416, Babolsar, Iran
2 Atomic Energy Organization of Iran, P.O. Box 1339-14155, Tehran, Iran
چکیده [English]

To optimize the design of a nuclear fuel assembly, it is necessary to investigate the geometric and dimensional characteristics, as well as the material properties used in it, from neutronic, thermomechanical, and thermohydraulic aspects. In this research, the optimization of the design of a fuel assembly of VVER-1000 reactor has been investigated from a neutron perspective using the DRAGON4 cell calculation and fuel consumption code. The criterion parameters include the effective multiplication factor, the concentration of uranium-235 and 238 isotopes, plutonium-239, 240, 241, and 242, xenon-135, and samarium-149, which are considered as fuel performance indicators. The importance of these isotopes lies in their role in fission reactions, energy production, and nuclear waste effects. Using the capabilities of the mentioned code, the impact of changes in the geometric parameters of the fuel assembly, including the diameter of the central hole of the fuel pellet, the thickness of the fuel pellet, the gap between the fuel pellet and the cladding, and the thickness of the cladding on the criterion parameters has been investigated. The range of changes in these parameters has been considered from a 50% decrease to a 240% increase compared to the current design value.
Sensitivity analysis results show that the thickness of the fuel pellet has the greatest impact on changes in the criterion parameters. In other words, changes in the thickness of the fuel pellet cause significant changes in the effective multiplication factor and the concentration of various isotopes. Additionally, a reduction in the geometric parameters of the fuel assembly generally leads to improved criterion parameters and better fuel performance. The findings of this research can be used in the optimal design of VVER-1000 reactor fuel assemblies and the improvement of their performance.

کلیدواژه‌ها [English]

  • VVER-1000 reactor
  • fuel assembly
  • optimization
  • DRAGON4 code
  • effective multiplication factor
  • changes in fuel isotope concentrations
  • sensitivity analysis

مراجع

  1. M. Mathew. Nuclear energy: A pathway towards mitigation of global warming. Prog. Nucl. Energy 143 (2022) 104080.
  2. K. Laha, S. Saroja, A. Moitra, R. Sandhya, T. Jayakumar, E. Kumar. Development of India-specific RAFM steel through optimization of tungsten and tantalum contents for better combination of impact, tensile, low cycle fatigue and creep properties. J. Nucl. Mater. 439(1-3) (2013) p. 41-50.
  3. Z. Li, J. Wang, M. Ding. A review on optimization methods for nuclear reactor fuel reloading analysis. Nucl. Eng. Design 397 (2022) 111950.
  4. M. Aghaie, S. Mahmoudi, A novel multi objective Loading Pattern Optimization by Gravitational Search Algorithm (GSA) for WWER1000 core. Prog. Nucl. Energy 93 (2016) p. 1-11.
  5. S. P. Martinson, S. S. Chirayath. Monte Carlo neutronics benchmarks on nuclear fuel depletion: A review. Ann. Nucl. Energy 161 (2021) 108441.
  6. S. S. Chirayath, C. R. Schafer, G. R. Long. A new methodology to estimate stochastic uncertainty of MCNP-predicted isotope concentrations in nuclear fuel burnup simulations. Ann. Nucl. Energy 151 (2021) 107911.
  7. A. E. Isotalo, P. Aarnio. Higher order methods for burnup calculations with Bateman solutions. Ann. Nucl. Energy 38 (9) (2011) 1987-1995.
  8. A. E. Isotalo, P. Aarnio. Comparison of depletion algorithms for large systems of nuclides. Ann. Nucl. Energy 38 (2-3) (2011) 261-268.
  9. G. Marleau, A. Hébert, R. Roy. A user guide for DRAGON Version 4. Institute of Genius Nuclear, Department of Genius Mechanical, School Polytechnic of Montreal, 2011.
  10. A. Hébert. Application of Tone’s and embedded self-shielding methods to pressurized water reactor assemblies. Ann. Nucl. Energy 112 (2018) 439-449.
  11. S. M. Motevalli, A.Payani, O.Halalkhor. Effect of Geometric Changes in of WWER-1000 Reactor’s Fuel Assemblies on their Fuel Burnup Parameter. Iranian J. Appl. Phys. 9 (2) (2019) 65-73.
  12. A. C. Kaplan-Trahan, A. P. Belian, M. Croce, D. C. Henzlova, P. Jansson, G. Long, G. E.McMath, J. R. Phillips, E. Rapisarda, M. A. Root. Spent Fuel Measurements, in Nondestructive Assay of Nuclear Materials for Safeguards and Security. Springer (2024) 605-637.
  13. M. Ghasabian, S. Talebi, O. Safarzadeh, Application of metaheuristics optimization in fuel rod design: A case study for helium charging pressure. Prog. Nucl. Energy 142 (2021) 103982.
  14. C. S. Brown, H. Zhang, V. Kucukboyaci, Y. Sung. Best estimate plus uncertainty analysis of departure from nucleate boiling limiting case with CASL core simulator VERA-CS in response to PWR main steam line break event. Nucl. Eng. Design 309 (2016) 8-22.
  15. R. N. Hwang, R. Blomquist, L. Leal, W. Yang. Neutron Resonance Theory for Nuclear Reactor Applications: Modern Theory and Practices. Argonne National Lab.(ANL), Argonne, IL (United States), 2016.
  16. M. L.Williams. Resonance self-shielding Using deterministic transport methods with pointwise cross sections (Invited)-Eugene P. Wigner reactor physics award. Trans. Amer. Nucl. Soc. (2016) 115.
  17. Y. Ahmed, G. I. Balogun, S. A. Jonah, I. I. Funtua. The behavior of reactor power and flux resulting from changes in core-coolant temperature for a miniature neutron source reactor. Ann. Nucl. Energy 35 (12) (2008) 2417-2419.
  18. G. Balogun. Automating some analysis and design calculations of miniature neutron source reactors at CERT (I). Ann. Nucl. Energy 30 (1) (2003) 81-92.
  19. R. Kianpour, G. Ansarifar, M. Fathi. Optimal design of a VVER-1000 nuclear reactor core with dual cooled annular fuel based on the reactivity temperature coefficients using thermal hydraulic and neutronic analysis by implementing the genetic algorithms. Ann. Nucl. Energy 148 (2020) 107682.
  20. N. Martin, G. Youinou. Evaluation of the spatial self-shielding impact for TRISO-based nuclear fuel depletion. Nucl. Eng. Design 416 (2024) 112749.
  21. F. Xia, H. Wu, Y. Li, J. Yang. Resonance Self-Shielding Calculation for Plate-Type Fuel Assemblies. in EPJ Web of Conferences.  247 (4) (2021) 03007.

فایل ها

هم رسانی

ارجاع به این مقاله

آمار