محاسبه تغییرات دما، آکتینیدها و محصولات شکافت به روش مونت کارلو در راستای شعاعی قرص سوخت VVER-1000

نوع مقاله: مقاله پژوهشی

نویسندگان

1 دانشگاه شهید بهشتی

2 دانشگاه شهید بهشتی، دانشکده مهندسی هسته ای

چکیده

ارزیابی نیروگاه های هسته ای از نقطه نظر ایمنی و صرفه اقتصادی نیازمند آگاهی از چگونگی رفتار سوخت در شرایط متفاوت می باشد. بررسی وضعیت ناحیه حاشیه ای قرص های سوخت هسته ای به دلیل آزادسازی بیش از اندازه گازهای حاصل از شکافت، کاهش ضریب هدایتی و مصرف بالای سوخت در این ناحیه در مقایسه با نواحی داخلی قرص سوخت از اهمیت زیادی برخوردار می باشد. به دلیل اهمیت رفتار سوخت در مصارف بالای سوخت، در این مقاله، کمیت های متفاوتی مانند توزیع محصولات شکافت، مصرف سوخت و دانسیته اتمی آکتینیدها و اختلافشان در راستای شعاعی قرص با افزایش مصرف سوخت و سایر عوامل مانند دما و دانسیته توان در یک قرص سوخت راکتور VVER-1000 در شرایط کارکرد راکتور توسط کد MCNPX2.7 مطالعه شده است. برای محاسبه توزیع شعاعی دما و تحلیل اثر مصرف سوخت بر روی آن، برنامه ای به زبان FORTRAN نوشته شد، که در آن با استفاده از روابط انتقال حرارت موجود به بررسی رفتار سوخت می پردازد. نتایج حاصل، توانایی انجام محاسبات شعاعی با مدل ارائه شده در MCNPX2.7 و برنامه ی مذکور را نشان می دهد.

کلیدواژه‌ها


عنوان مقاله [English]

Calculation of Radial Temperature, Actinides and Fission Products Variation in a VVER-1000 Fuel Pellet by Monte Carlo Method

نویسندگان [English]

  • Mahdi Amiri 1
  • mohammad hossein sharifian davaei 2
  • ali zahian 2
2 Department of Nuclear Engineering, Shahid Beheshti University of Tehran
چکیده [English]

A fundamental knowledge of fuel behavior in different situations is required for safe and economic assessment nuclear power generation. Analysis of nuclear fuel pellet rim region is most importance, due to excessive fission gases release, reduce conductivity and high burnup in this region compared to inside regions the pellet. Due to the importance of a fuel rod behavior modelling in high burnup, in this study, the radial distribution of fission products, burnup and actinides atom density and their variations by increasing burnup and other factors such as temperature, enrichment and power density are studied in a fuel pellet of a VVER-1000 reactor in an operational cycle using the MCNPX 2.7 Monte Carlo code. To calculate the radial distribution of temperature and analyze the impact on burnup, the program was written in FORTRAN, which uses heat transfer relationship to investigate the behavior of fuel. The results, has been shown ability to do radius calculations with the model presented in MCNPX2.7 and mentioned program.

کلیدواژه‌ها [English]

  • radial burnup distribution
  • MCNPX code
  • FORTRAN
  • VVER-1000 reactor