استفاده از روش بسط نودال در محاسبات قلب رآکتورهای با مجتمع سوخت مربعی

نوع مقاله: مقاله پژوهشی

نویسندگان

1 دانشکده مهندسی مکانیک، دانشگاه خواجه‌نصیر طوسی، صندوق پستی: 1999-19395، تهران- ایران

2 دانشکده مهندسی انرژی، دانشگاه صنعتی شریف، صندوق پستی: 9567-11365، تهران- ایران

چکیده

بر اساس روش بسط نودال یک برنامه کامپیوتری برای حل معادله‌ی پخش مستقل از زمان در رآکتورهای با مجتمع سوخت مربعی بسط داده شده است. در این مقاله به نحوه‌ی محاسبه‌ی ضریب تکثیر مؤثر، شار در گروه‌های مختلف و توزیع قدرت با استفاده از روش بسط نودال پرداخته شده است. پس از مختصر توضیحی درباره‌ی روش‌های محاسباتی تفاضل محدود و اجزای محدود، از مقایسه نتایج آن‌ها با روش بسط نودال، برتری روش نودال اثبات شده است. نتایج به دست آمده از روش بسط نودال با مسایل آزمون معروف مقایسه شده‌اند که توافق خوبی بین آن‌ها مشاهده می‌شود.

کلیدواژه‌ها


عنوان مقاله [English]

Using Nodal Expansion Method in Calculation of Reactor Core with Square Fuel Assemblies

نویسندگان [English]

  • M.Y Abdollahzadeh 1
  • M Boroushaki 2
چکیده [English]

A polynomial nodal method is developed to solve few-group neutron diffusion equations in cartesian geometry. In this article, the effective multiplication factor, group flux and power distribution based on the nodal polynomial expansion procedure is presented. In addition, by comparison of the results the superiority of nodal expansion method on finite-difference and finite-element are fully demonstrated. The comparison of the results obtained by these method with those of the well known benchmark problems have shown that they are in very good agreement.

کلیدواژه‌ها [English]

  • Critically Calculation
  • Nodal Expansion Method
  • Power Calculation
  • Numerical Methods
  1. 1.    R. Stamm'ler, M. Abbate, “Methods of steady-state reactor physics in nuclear design,” Academic Press (1983).

 

  1. 2.    H. Finnemann, F. Bennewitz, MR. Wagner, “Interface current techniques for multidimensional reactor calculations,” Atomkernenergie, 30, 123-128 (1977).

 

  1. 3.    B. Xia, Z. Xie, “Flux expansion method for solving multigroup neutron difusion equations in hexagonal-z geometry,” Annals of Nuc Energy, 33, 370-376 (2006).

 

  1. 4.    J.J. Duderstandt, L.J. Hamilton, “Nuclear reactor analysis,” John Wiley & Sons, New York (1976).

 

  1. 5.    C.M. Kang, K.F. Hansen, “Finite element methods for reactor analysis,” Nuc Sci Eng, Vol. 51, 456-495 (1973).

 

  1. 6.    E.L. Wachspress, “Iterative solution of elliptic systems and application to the neutron diffusion equations of reactor physics,” Prentice Hall, Englwood cliffs (1966).

 

  1. 7.    Argonne Code Center, “Benchmark problem book,” ANL-7416, Supplement 2 (1977).

 

  1. 8.    A.F. Henry, “Refinements in accuracy of coarse-mesh finite difference solutions of the group diffusion equations,” Seminar on Nuclear Reactor Calculations, IAEA/SM, 154/21, 447 (1972).