دانشگاه شیراز

دانشکده مهندسی مکانیک

پایان نامه ی کارشناسی ارشد در رشته مهندسی هسته ای (راکتور)

بررسی حالت های گذرای راکتور VVER1000 بوشهر با استفاده از کد PARCS

استادان راهنما

دکتر کمال حداد

دکتر فرشاد فقیهی

شهریور 92

برای رعایت حریم خصوصی نام نگارنده پایان نامه درج نمی شود

(در فایل دانلودی نام نویسنده موجود است)
تکه هایی از متن پایان نامه به عنوان نمونه :
(ممکن است هنگام انتقال از فایل اصلی به داخل سایت بعضی متون به هم بریزد یا بعضی نمادها و اشکال درج نشود ولی در فایل دانلودی همه چیز مرتب و کامل است)
 
 
فصل اول.. 1
1 هدف از انجام تحقیق.. 2
2 مبانی نظری تحقیق: 5
2-1 راکتور VVER-1000 : 5
2-1-1 قلب راكتور: 7
2-2 کد PARCS : 12
2-2-1 معرفی کد PARCS : 12
2-2-2 روش ها و راه حل های مورد استفاده در کد PARCS : 15
2-2-2-1 روش های گسسته سازی فضایی : 15
2-2-2-2 گسسته سازی زمانی: 18
2-3 قالب PMAXS : 18
2-3-1 معرفی قالب PMAXS : 18
2-3-2 نحوه تهیه سطح مقطع برای قالب PMAXS : 19
2-3-3 روند تهیه شاخه ها: 25
2-4 کد WIMS : 30
2-4-1 معرفی کد WIMS : 30
2-4-2 کاربرد کد های  سلولی: 30
2-4-3 روش های حل معادله ترابرد در WIMSD5: 34
2-5 معرفی كد CITATION : 37
2-6 روش های تولید کتابخانه برای کد PARCS : 38
2-7 جهش میله کنترل  (Control rod ejection ) 40
3  پیشینه تحقیق : 43
4 روش انجام تحقیق: 46
4-1 آماده سازی قلب برای انجام محاسبات كد WIMS : 46
4-1-1 محاسبه درصد وزنی عناصر سوخت: 46
4-1-2 محاسبات مربوط به خنك كننده: 48
4-1-3 میله های كنترل: 50
4-1-4 محاسبه چگالی اتمی عناصر بكار رفته در میله های جاذب قابل سوخت: 50
4-1-5 محاسبه درصد وزنی عناصر غلاف: 51
4-1-6 محاسبه باكلینگ: 52
4-1-7 محاسبه ثابت های گروهی بازتابنده: 52
4-1 آماده سازی قلب برای انجام محاسبات كد CITATION : 55
4-2 تهیه کتابخانه سطح مقطع : 56
4-1-8 تهیه قالب PMAXS: 56
4-3 آماده سازی قلب برای محاسبات کد PARCS : 58
4-4 اجرای کد PARCS : 59
5 نتایج.. 64
5-1 محاسبات مربوط به صحت سنجی مدل: 64
5-2 :محاسبات مربوط به حالت Cold و HZP. 67
5-3 محاسبات PPF بعد از مصرف سوخت در طی یك دوره زمانی مشخص : 73
5-4 نتایج حاصل از شبیه سازی جهش میله كنترل: 81
6 نتیجه گیری و پیشنهادات… 87
6-1 نتیجه گیری: 87


 
6-2 پیشنهادات: 88
6 پیوست الف: 89
7 پیوست ب : 94
8 پیوست ج : 97
9 پیوست د. 100
10 فهرست منابع.. 101
 
 
 
 
 
 
 
جدول                                                                                                    صفحه
جدول ‏2‑1:مشخصات قلب راکتور[1] 8
جدول ‏2‑2: مشخصات مجتمع سوخت[1] 9
جدول ‏2‑3: مشخصات سوخت[1] 10
جدول ‏2‑4: حساسیت وابستگی سطح مقطع به متغییر های حالت… 23
جدول ‏2‑5: تغییراتKinf  و مشتقات جزئی آن برای هر یک از متغییر ها 23
جدول ‏2‑6: معرفی فرمت PMAXS. 28
جدول ‏4‑1:محاسبات سوخت برای کدWIMS. 48
جدول ‏4‑2: محاسبات میله های جاذب سوختی.. 51
جدول ‏4‑3: محدوده تغییرات متغییر ها در حالت Cold. 59
جدول ‏4‑4:تعداد شاخه ها در حالت Cold. 59
جدول ‏4‑5 : تعداد شاخه ها در حالت Cold برای بازتابنده 60
جدول ‏4‑6:محدوده تغییر متغییرها در حالت HZP. 60
جدول ‏4‑7: تعداد شاخه در حالت HZP برای سوخت… 60
جدول ‏4‑8: تعداد شاخه ها در حالتHZP برای بازتابنده 60
جدول ‏4‑9: محدوده تغییر متغییر ها در حالت کار عادی راکتور 61
جدول ‏4‑10: تعداد شاخه ها در حالت کار عادی برای سوخت… 61
جدول ‏4‑11: تعداد شاخه ها در حالت کار عادی برای سوخت… 61
جدول ‏4‑12: مشخصات حالت های مختلف جهش میله کنترل.. 62
جدول ‏5‑1: مقایسه ضریب تکثیر بی نهایت برای مجتمع های سوخت بین PARCS و WIMS در حالت HZP  65
جدول ‏5‑2: جایگذاری میله کنترل گروه 10 در ابتدای سیکل(HZP) 68
جدول ‏5‑3: جایگذاری میله کنترل گروه 9 در ابتدای سیکل(HZP) 68
جدول ‏5‑4:جایگذاری میله کنترل گروه 8 در ابتدای سیکل(HZP) 68


 
 
شکل                                                                                                      صفحه
شکل ‏2‑1:چینش مجتمع های سوخت در سیکل اول کاری راکتور[1] 10

شکل ‏2‑2 چینش بانک های کنترلی در قلب VVER-1000[1] 11
شکل ‏2‑3:نحوه محاسبات مصرف سوخت و استفاده از PMAXS و کد WIMS[3] 29
شکل ‏2‑4: شمای کلی روند محاسبات در کد WIMS. 32
شکل ‏3‑1:ارزیابی قدرت قلب در طی حادثه خروج میله کنترل  [8] 44
شکل ‏4‑1:نحوه معادل سازی یک مجتمع در کد WIMS. 53
شکل ‏4‑2 :نحوه شبکه بندی در کد CITATION.. 55
شکل ‏4‑3 الگوریتم برنامه فرترن نوشته شده 57
شکل ‏5‑1:مقایسه تغییرات Kinf بر حسب Burnup برای مجتمع با غنای 2.44%  بدون میله کنترل بین PARCS و WIMS. 65
شکل ‏5‑2: مقایسه تغییرات Kinf بر حسب Burnup برای مجتمع با غنای 2.44%  بدون میله کنترل بین PARCS و WIMS. 66
شکل ‏5‑3: مقایسه تغییرات Kinf بر حسب Burnup برای مجتمع با غنای 2.44% با میله کنترل بین PARCS و WIMS  66
شکل ‏5‑4 مقایسه تغییرات Kinf بر حسب Burnup برای مجتمع با غنای 2.44%  بدون میله کنترل بین PARCS و WIMS. 67
شکل ‏5‑5:اختلاف PPF برای ابتدای سیکل کاری راکتور با درنظر گرفتن فیدبک ترموهیدرولیکی و بدون فیدبک ترموهیدرولیکی.. 69
شکل ‏5‑6نحوه توزیع شعاعی قدرت در حالت HZP با جایگذاری میله کنترل.. 72
شکل ‏5‑7 :PPF  برای شرایط     Teff=0.1 eff.day, H10 = 60%, N = 25%Nnom.. 74
شکل ‏5‑8: اختلاف PPF محاسبه شده توسط PARCS و آلبوم برای شرایط  Teff=0.1 eff.day, H10 = 60%, N = 25%Nnom.. 74
شکل ‏5‑9: PPF  برای شرایط  Teff=0.1 eff.day, H10 = 60%, N = 25% Nnom.. 75


 
شکل ‏5‑10: اختلاف PPF محاسبه شده توسط PARCS و آلبوم برای شرایط  Teff=0.1 eff.day, H10 = 60%, N = 25% Nnom.. 75
شکل ‏5‑11: PPF  برای شرایط     Teff=2.0 eff.day, H10 = 60%, N = 40%Nnom.. 76
شکل ‏5‑12: اختلاف PPF محاسبه شده توسط PARCS و آلبوم برای شرایط  Teff=2.0 eff.day, H10 = 60%, N = 40%Nnom.. 76
شکل ‏5‑13: PPF  برای شرایط  Teff=10.0 eff.day, H10 = 80%, N = 50%Nnom.. 77
شکل ‏5‑14: اختلاف PPF محاسبه شده توسط PARCS و آلبوم برای شرایط  Teff=10.0 eff.day, H10 = 80%, N = 50%Nnom.. 77
شکل ‏5‑15: PPF  برای شرایط   Teff=10.0 eff.day, H10 = 60%, N = 40%Nnom.. 78
شکل ‏5‑16: اختلاف PPF محاسبه شده توسط PARCS و آلبوم برای شرایط  Teff=10.0 eff.day, H10 = 60%, N = 40%Nnom.. 78
شکل ‏5‑17: PPF  برای شرایط    Teff=20.0 eff.day, H10 = 80%, N = 50%Nnom.. 79
شکل ‏5‑18: اختلاف PPF محاسبه شده توسط PARCS و آلبوم برای شرایط  Teff=20.0 eff.day, H10 = 80%, N = 50%Nnom.. 79
شکل ‏5‑19: PPF  برای شرایط     Teff=70.0 eff.day, H10 = 80%, N = 75%Nnom.. 80
شکل ‏5‑20: اختلاف PPF محاسبه شده توسط PARCS و آلبوم برای شرایط  Teff=70.0 eff.day, H10 = 80%, N = 75%Nnom.. 80
شکل ‏5‑21:میزان کل راکتیویته موجود در قلب در 1% قدرت نامی.. 82
شکل ‏5‑22:میزان راکتیویته اعمال شده توسط میله کنترل در 1% قدرت نامی.. 82
شکل ‏5‑23: تغییرات ماکزیمم دمای سوخت در 1% قدرت نامی.. 83
شکل ‏5‑24:میزان کل راکتیویته موجود در قلب در 71%  قدرت نامی.. 84
شکل ‏5‑25:میزان راکتیویته اعمال شده توسط میله کنترل در 71%  قدرت نامی.. 84
شکل ‏5‑26: تغییرات ماکزییم دمای سوخت… 85


 
 
 
 
فهرست اختصارات
 
FA                               Fuel Assembly
PPF                             Power Peaking Factor
PMAXS                      Purdue Macroscopic cross section
DBA                           Design basic accident
BDBA                         Beyond Design basic accident
PARCS                       Purdue Advance Reactor Core Simulator
HZP                            Hot Zero Power
ANM                          Analytical Nodal Method
NEM                          Nodal Expansion Method
GenPMAXS               Generation of the Purdue Macroscopic XS set
 
 
 
 
 
 
 
 
 
فصل اول
 
 
 
 
 
 
 
 

• هدف از انجام تحقیق

 
از آنجایی که پیامد های حوادث هسته ای بطور  بالقوه احتمال دارد منجر به رخدادهای فاجعه باری  برای کارکنان و ساکنان اطراف نیروگاه ها گردد لذا ، ایمنی مهمترین مسئله مربوط به نیروگاه های  هسته ای  می باشد تا مقبولیت عمومی استفاده از تکنولوژی هسته ای را در کنار صرفه های اقتصادی در فرهنگ مردم نهادینه  سازد . در این راستا پژوهشگران سعی می کنند  تأسیسات هسته ای  را هر چه بیشتر به سوی ایمنی مطلق ببرند.
بخشی  از   ایمنی  راكتور مربوط به ساختار نوترونیك و فیزیک هسته ای و پرتویی می باشد و جنبه دیگر از ایمنی راكتور مربوط به قسمت انتقال حرارت و ساختار ترموهیدرولیك نیروگاه های  هسته ای  می باشد  .دیدن این دو جنبه در کنار هم می باشد که می تواند حاشیه خوبی از ایمنی نیروگاه های هسته ای را فراهم آورد. برای تحقق بخشیدن این مهم و پیش بینی رفتار راکتور های هسته ای از کد هایی که نیروگاه را بطور کلی یا جزئی شبیه سازی می کنند، استفاده می شود. کدها ی رایج در آنالیز حوادث هسته ای به دو دسته انتگرالی و دیفرانسیلی تقسیم می شود. کد های انتگرالی پاسخ کل نیروگاه هسته ای را شبیه سازی می کند که این همان پاسخ سیستم خنک کننده راکتور ، محفظه راکتور[1] و خیلی مهمتر منبع ورود مواد رادیواکتیو به محیط زیست را در بر می گیرد. کد های دیفرانسیلی که قادر هستند بینش عمیقی را نسبت به جزئیات حادثه فراهم آورند. در این پایان نامه تمرکز بر روی قسمت نوترونیک می باشد.
به نظر می رسد بكار گیری ثوابت گروهی بصورت خام و پردازش نشده در كد هایی استفاده می شود كه چندان قدرت مانور برای شبیه سازی سناریو های با تغییرات شدید را ندارند. از آنجا كه خود این كدها قابلیت دریافت یك كتابخانه با قابلیت دربگیری داده ها برای حالت های مختلف و دیگر ویژگی ها كه مورد بحث این پایان نامه می باشد ،را دارا نمی باشند ، لذا از قدرت لازم برای مدل كردن شرایط هایی نزدیك به واقعیت فی ذات ناتوانند. به نظر می رسد كه كد های هسته ای نسل جدید برای بالا بردن توانایی خود از یك فرمت مشخص داده های ورودی بهره خواهند برد كه كد PARCS از این جمله می باشد. PARCS  علاوه بر دریافت داده های ورودی بصورت مستقیم قادر است داده ها را بصورت فرمت خاصی به نام PMAXS دریافت کند.
از آنجایی که کد PARCS از کد های جدید و معتبر در زمینه محاسبات قلب راکتور است ، تأکید زیادی بر استفاده از این کد در آنالیز حوادث گذرا می باشد. [3] همچنین با توجه به اینکه کد PARCS  از روش های پیشرفته محاسباتی و کم هزینه از لحاظ زمانی استفاده می کند ، می توان روش های مورد استفاده از این کد را در آینده مورد مطالعه قرار داد و  راه های توسعه کد و نقاط قوت و ضعف آن را بررسی کرد. تهیه فرمت PMAXS با استفاده از کد WIMSD5 ، آشنایی و بکارگیری کد PARCS  در محاسبات قلب راکتور VVER-1000 مهمترین اهداف این پایان نامه  می باشند.  خصوصیت مهم این کد که محاسبات نوترونیک و ترموهیدرولیک را بصورت یکپارچه انجام می دهد نیز بر اهمیت این مطالعه افزوده است.
[1] Containment