توسعه نرم‌افزار شبیه‌ساز SH3-ACNEM به‌منظور حل معادلات مستقیم و الحاقی پخش نوترون در قلب راکتورهای با هندسۀ شش‌گوش

نوع مقاله: مقاله پژوهشی

نویسندگان

1 دانشجوی دوره کارشناسی ارشد، دانشکده‌ی مهندسی انرژی، دانشگاه صنعتی شریف، صندوق پستی: 1114-14565، تهران- ایران

2 دانشجوی دکترا، دانشکده‌ی مهندسی انرژی، دانشگاه صنعتی شریف، صندوق پستی: 1114-14565، تهران- ایران

3 رییس دانشکده مهندسی انرژی دانشگاه صنعتی شریف

چکیده

به‌منظور تحلیل نوترونیک قلب راکتورها، نیاز به توسعه نرم‌افزارهای محاسبات هسته‌ای جهت تولید ثابت‌های چند گروهی و حل عددی معادله پخش چند گروهی است. برای این منظور، از روش‌هایی استفاده می‌شود که علاوه بر دقت مناسب از حجم و زمان محاسبات بهینه‌ای برخوردار باشند. در این پژوهش به تئوری حاکم بر روش نودال بسط شار جریان متوسط و همچنین مرتبه‌های بالاتر بسط شار پرداخته می‌شود. پس‌ازآن با گسسته سازی معادله پخش چند گروهی نوترون، نشان داده می‌شود که این روش‌ از زمان محاسبات بهینه و دقت خوبی بهره می‌برد. گسسته سازی معادله پخش مستقیم و الحاقی، برای هندسه شش‌گوش دوبعدی و در دو گروه انرژی انجام می‌شود و پس‌ازآن شبیه‌ساز قلب راکتور SH3-ACNEM توسعه می‌یابد. جهت راستی آزمایی، محاسبات برای قلب راکتور IAEA-2D انجام‌شده و با مقایسه با مراجع معتبر، نتیجه می‌شود که با افزایش مرتبه بسط شار از چندجمله‌ای‌های درجه‌دو به پنج، خطای محاسبات از %36/11 به %52/3 بهبود می‌یابد.

کلیدواژه‌ها


عنوان مقاله [English]

Development of the SH3-ACNEM Simulator Program in order to Solving the Forward and Adjoint neutron Diffusion Equation for Hexagonal Geometry Reactor Cores

نویسندگان [English]

  • Ali Kolali 1
  • Davod Naghavi dizaji 2
  • Naser Vosoughi 3
1 MSc. student, Department of Energy Engineering, Sharif University of Technology, P.O.BOX: 14565-1114, Tehran, Iran
2 Ph.D. student, Department of Energy Engineering, Sharif University of Technology, P.O.BOX: 14565-1114, Tehran, Iran
3 Chairman of the Faculty of Energy Engineering, Sharif University of Technology
چکیده [English]

In order to neutronic analyze of the reactor core, it is necessary to develop nuclear computing softwares to produce multi-group constants and numerical solution of the multi-group neutron diffusion equation. For this purpose, some methods are using in nuclear calculation codes that, in addition to the suitable accuracy of cost and time of computing, are optimal. In this paper, the theory of Average Current Nodal Expansion Method as well as higher order of flux expansion is discussed. Then, the discretization of the neutron diffusion equation with ACNEM is shown, which has the ability to calculate in optimum time and good accuracy. The discretization of the Forward and Adjoint neutron diffusion equation is performed for two-dimensional hexagonal geometry in two energy groups and then the SH3-ACNEM reactor core simulator is developed. To verify; the calculations for the IAEA-2D reactor core are performed and compared with valid references. It results that the computational error improves from 11.36% to 3.52% by increasing the flux expansion order from quadratic polynomials to five.

کلیدواژه‌ها [English]

  • Simulator
  • Nuclear Calculation
  • Diffusion Equation
  • Hexagonal Geometry
  • ACNEM