دانشگاه شهید بهشتیمجله فناوری و انرژی هسته ای2717-168X1320221122Design of an optimized PID control system for Tehran research reactor based on TLBO algorithmطراحی سیستم کنترل بهینهی تناسبی- انتگرال گیر- مشتق گیر برای راکتور تحقیقاتی تهران بر مبنای الگوریتم آموزش و یادگیری11310120110.48308/nucte.2022.101201FAمیثم رفیعیدانشگاه شیرازعطااله ربیعیدانشگاه شیرازکمال حداددانشگاه شیرازJournal Article20200413The reactor core in a nuclear power plant has safety and economic significance. In terms of reactor control, using optimal control for reactor core in a nuclear power plant is an important step in improving safety and increasing its reliability and availability. The failure of a nuclear power plant in the desired control of the reactor core can lead to more operational costs or reduce the safety and reliability of the plant. In general, the reactor core control contains the power (or coolant temperature) control and axial power difference (power distribution) control of the core. In this paper, for the first time, an optimized PID controller is used in power maneuvering transients for the Tehran research reactor. PID controller gains are optimized (tuned) by Teaching–learning-based optimization (TLBO) method according to the minimization of a cost function. This function is based on the sum of the integral of absolute error (IAE) and overshoot. The reactor core is simulated based on the linearized fractional neutron point kinetics (FNPK) equations. The model obtains temperature feedbacks from lumped fuel and coolant. Xenon concentration changes are also considered. Simulation results indicate that the optimized control method is easy to implement and eliminates the overshoot and fluctuations, which is common in conventional control methods such as the Ziegler–Nichols tuning method. It has a faster response to load changes in power maneuvering transients. Therefore, improves the reliability and safety of the reactor.قلب راکتور در یک نیروگاه هستهای دارای مخاطرات ایمنی و اهمیت اقتصادی است. از نظر کنترل راکتور، بهکارگیری کنترل مطلوب برای قلب راکتور در یک نیروگاه هستهای یک اقدام مهم در بهبود ایمنی و افزایش قابلیت اطمینان و در دسترس بودن آن است. ناتوانی یک نیروگاه هستهای در کنترل مطلوب قلب راکتور میتواند منجر به هزینههای عملیاتی بیشتر یا کاهش ایمنی و قابلیت اطمینان نیروگاه شود. به طور کلی کنترل قلب راکتور شامل کنترل توان (یا درجه حرارت خنک کننده) و کنترل اختلاف توان محوری (یا توزیع توان) است. در این مطالعه از روش کنترل بهینهی تناسبی- انتگرال گیر-مشتق گیر بر مبنای الگوریتم بهینه سازی آموزش و یادگیری استفاده شده است. معیار بهینه سازی مجموع انتگرال قدر مطلق خطای ردیابی توان قلب راکتور و میزان فراجهش است. قلب راکتور بر مبنای مدل خطی شده مرتبه کسری سینتیک نقطهای نوترون با در نظر گرفتن سه گروه نوترون تاخیری شبیه سازی شده است و شامل بازخوردهای سوخت، خنک کننده، ید و زینان است. نتایج شبیه سازی نشان میدهد که الگوریتم کنترل بهینه در نظر گرفته شده به آسانی در عمل به کار گرفته میشود، فراجهش و نوسانات موجود در روشهای تنظیمی موجود مانند روش زیگلر- نیکولز را کاهش می دهد، زمان نشست پاسخ سیستم را سریع تر کرده و در نتیجه باعث بهبود قابلیت اطمینان و ایمنی راکتور در پاسخ به حالات گذرای توانی و تغییرات بار میشود. https://nucte.sbu.ac.ir/article_101201_efa7ea2177fb1f410a12efe7aec44479.pdfدانشگاه شهید بهشتیمجله فناوری و انرژی هسته ای2717-168X1320221122The Alpha-Spectroscopy of U and Th Isotopes of the Saghand Ore Anomaly 2 and the Surface Part Anomaly 1آلفا-اسپکتروسکوپی ایزوتوپ های U و Th کانسنگ آنومالی 2 و بخش سطحی آنومالی 1 ساغند142510120210.48308/nucte.2022.101202FAمحمد حسین پور خانمیریدانشگاه دولتی سن پترزبورگخالق خشنودیپژوهشکده چرخه سوخت هسته ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته ایمقصود امیریدانشگاه علامه طباطبائیعلی اکبر دهقانزاده بافقیدانشگاه آزاد اسلامی واحد بافقسید هادی بهشتیدانشگاه یزدJournal Article20201219This research is dedicated to studying the alpha-spectroscopy of U and Th isotopes of the Saghand ore Anomaly 2 and the surface part Anomaly 1. At first, for complete dissolution of the ores, the concentrated hydrofluoric acid (23M), the concentrated hydrochloric and the concentrated nitric acids were used. Then the radioactive elements U and Th were separated by ion exchange chromatography using Dowex АВ-17-8 anion exchanger. During the next stage U and Th sources were prepared by molecular plating and the radioactive sources were analyzed using the alpha–spectroscopy. In both ores the 234U/238U activity ratios showed that the secular equilibrium is maintained in the series of 238U decay. Referring to scientific arguments and designing different hypotheses, the resistance of the uranium minerals of the ores against natural leaching was investigated and finally during two experiments for every ore, by applying the radiation the weight percents of uranium were calculated: in the Anomaly 2, 0/1149 wt % and in the surface part Anomaly 1, 0/0930 wt %.در این پژوهش، آلفا-اسپکتروسکوپی ایزوتوپ های U و Th کانسنگ آنومالی 2 و بخش سطحی آنومالی 1 ساغند مورد مطالعه قرار گرفت. ابتدا برای انحلال کامل کانسنگ ها از اسید فلوئوریک غلیظ 23 مولار و اسیدهای کلریک و نیتریک غلیظ استفاده شد. سپس با بهرهگیری از کروماتوگرافی تبادل یونی به وسیلهی مبادلهکنندههای آنیونی 8-17Dowex АВ- عناصر پرتوزای Uو Th جداسازی و تخلیص شدند. با آبکاری مولکولی چشمههای U و Th تهیه وبا استفاده از طیفنگاری آلفا، چشمه های پرتوزا مورد آنالیز قرار گرفت. نسبت پرتوزایی U238U/234 به دست آمده در هردو کانسنگ حاکی از حفظ تعادل سکولار در سری پرتوزایی U238 در این نمونه ها است. مقاومت کانی های اورانیوم سنگ معدن ها نسبت به فروشویی طبیعی با استناد به برهان های علمی و طرح فرضیه های مختلف بررسی شد و درنهایت با استفاده از پرتوزایی درصد وزنی اورانیوم به طور میانگین برای کانسنگ آنومالی 2 برابر 1149/0 و برای بخش سطحی آنومالی1 برابر 0930/0 طی دو آزمایش متفاوت محاسبه گردید.https://nucte.sbu.ac.ir/article_101202_45b990fd3ca7ca8f2de7c1fb2aa65def.pdfدانشگاه شهید بهشتیمجله فناوری و انرژی هسته ای2717-168X1320221122Modeling and simulation of gas behavior with DSMC method and calculating the separation parameters inside a gas centrifugeمدلسازی و شبیه سازی رفتار گاز با روش DSMC و محاسبه پارامترهای جداسازی درون یک روتور سانتریفیوژ گازی263510120310.48308/nucte.2022.101203FAمسعود خواجه نوریشرکت فناوری های پیشرفته، سازمان انرژی اتمی، تهران، ایرانسید جابر صفدریپژوهشکده مواد و سوخت هسته ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته ای، سازمان انرژی اتمی، تهران، ایرانعلی نوروزیشرکت فناوری های پیشرفته، سازمان انرژی اتمی، تهران، ایرانصادق یوسفی نسبپژوهشکده مواد و سوخت هسته ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته ای، سازمان انرژی اتمی، تهران، ایرانمحمد حسن ملاحپژوهشکده مواد و سوخت هسته ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته ای، سازمان انرژی اتمی، تهران، ایرانJournal Article20210125The gas behavior within a centrifuge machine could be divided into molecular and continuum. The Boltzmann equation solving is a precise method in the molecular region (feed entrance area). DSMC method is one of the Boltzmann equation solving methods. So far, the mass source used in the Onsager-Pancake equation in the continuum region has been an assumed source and many researches have presented a different assumed mass source. In the present paper, it has been calculated feed reaching form to continuum region and its effect on the border between the two areas in the mass source form using direct Monte-Carlo method. It has been compared the mass source obtained from the DSMC method with the assumed mass source. Besides calculating the exact mass function using DSMC method in the present work, it has been obtained the flow function through substituting in the heterogeneous Onsager-Pancake equations and solving the equations by finite differential method. Afterwards, it has been calculated the separation parameters through substituting this flow function in the concentration equations. The difference between the amount of separation work by the combined method and the reference value is 7.97%.رفتار گاز در ماشین سانتریفیوژ را می توان به دو قسمت مولکولی و پیوسته تقسیم کرد. محاسبه تابع مناسب جریان برای استفاده در ناحیه پیوسته یکی از اساسی ترین قسمت های مدل سازی رفتار گاز در یک سانتریفیوژ گازی است. در ناحیه مولکولی (ناحیه ورود خوراک)، حل معادله بولتزمن روشی دقیق میباشد. یکی از روش های حل معادله بولتزمن روش DSMC میباشد. تا کنون چشمه جرمی مورد استفاده در معادله انساگر-پنکیک در ناحیه پیوسته یک چشمه فرضی بوده و محققین زیادی چشمه جرمی فرضی مختلفی را ارائه داده اند. در این مقاله شکل رسیدن خوراک به ناحیه پیوسته و اثر گذاری آن در مرز دو ناحیه به صورت چشمه جرمی با روش مستقیم مونت کارلو محاسبه شده است. در این مقاله ضمن محاسبه تابع دقیق جرمی با روش DSMC، با جایگذاری در معادلات انساگر-پنکیک ناهمگن و حل این معادلات با روش تفاضل محدود تابع جریان بدست آمده است. با جایگذاری این تابع جریان در معادلات نفوذ، پارامترهای جداسازی محاسبه شده است.https://nucte.sbu.ac.ir/article_101203_160e46e4fc679d2f38c726cdee0e160a.pdfدانشگاه شهید بهشتیمجله فناوری و انرژی هسته ای2717-168X1320221122The effect of using above 10% fuels enrichment on neutron energy spectrum and absorption cross sectionsتاثیر استفاده از سوخت با غنای بالای 10 درصد برطیف انرژی نوترون و سطوح مقاطع جذب354310120410.48308/nucte.2022.101204FAفاطمه دهقانیدانشجو/دانشگاه شهید بهشتیمحمد رضا عباسیدانشگاه شهید بهشتیمجید حسینلودانشجو/دانشگاه شهید بهشتیJournal Article20210207One of the most important issues in reactor design is the neutron energy or neutron energy spectrum at the reactor core. nuclear reactors have different fuel enrichment depending on the application. Propulsion reactors are among the reactors that must have lower xenon after shutdown to be able to turn on the reactor for a long time shortly after shutdown. Therefore, determining the correct enrichment of fuel is required to study the effect of increasing enrichment on the energy of neutrons and absorption cross sections.In this paper, while validating WIMS code libraries for use in fuels with a enrichment of more than 10%, the effect of using fuels with a enrichment of more than 10% on the neutron energy spectrum and absorption cross sections, especially the thermal absorption cross section of xenon Has been investigated. The results showed that the increase in enrichment leads to a decrease in the cross-section of Xenon absorption and as a result, a decrease in Xenon peak after shutdown.یکی از موضوعات مهم در طراحی راکتور، توزیع انرژی نوترونها یا طیف انرژی نوترون در قلب راکتور می-باشد، راکتورهای هستهای بسته به نوع کاربرد، دارای سوختهایی با غنای متفاوت می باشند. راکتورهای پیشران از جمله راکتورهایی هستند که باید پس از خاموشی دارای پیک زینان کمتری باشند تا توانایی روشنسازی راکتور در مدت زمان اندکی پس از خاموشی را فراهم باشد. به همین دلیل تعیین غنای صحیح سوخت ملزم به بررسی تاثیرات افزایش غنا بر طیف انرژی نوترونها و سطوح مقاطع جذب میباشد. در این تحقیق ضمن صحتسنجی کتابخانههای کد WIMS جهت استفاده در سوختهایی با غنای بالای 10 درصد، به بررسی تاثیر استفاده از سوخت با غنای بالای 10 درصد برطیف انرژی نوترون و سطوح مقاطع جذب بخصوص سطح مقطع جذب حرارتی زینان پرداخته شده است. بررسی نتایج نشان داد که افزایش غنا منجر به کاهش سطح مقطع جذب زینان و در نتیجهی آن کاهش پیک زینان پس از خاموشی می شودhttps://nucte.sbu.ac.ir/article_101204_7d362fd37031b1e9e995eb95f2ad2c9a.pdfدانشگاه شهید بهشتیمجله فناوری و انرژی هسته ای2717-168X1320221122simulation of thermal conductivity and heat transfer of cermet fuel using Fluent softwareشبیه سازی ضریب هدایت حرارتی و انتقال حرارت سوخت پراکنده با استفاده از نرمافزارFluent445110120510.48308/nucte.2022.101205FAعباس رضاییدانشجو راکتور،مهندسی هسته ای،دانشگاه شهید بهشتیپوریا کاکاییراکتور،مهندسی هسته ای،شهید بهشتی تهرانJournal Article20210306Optimal use of nuclear fuel inside the core of the reactor, due to lack of natural uranium resources, production costs and processing of uranium used, is always one of the most important issues in fuel management. In order to maximize the use of reactor fuel, fuel consumption must be increased. In addition, the density power obtained from a reactor depends on the amount of heat transfer that is achieved without damaging the structural materials of the reactor or the fuel rods. Fuel design companies are always looking for a solution that can increase power density.<br />One way to achieve this is to change the chemical state of the fuel, or to increase the thermal conductivity of the fuel rods. To achieve this goal, instead of using the usual uo2 fuel, uranium dioxide dispersed ceramic fuels with other elements such as zirconium and iron can be used(cermet). In the present study, using Fluent software, simulation of different dispersed fuel modes such as uo2-zr, uo2-Fe, has been done. This shows that the use of cermet fuel has a significant effect on increasing the thermal conductivity of reactor fuel. The thermal power density of the current generation reactors increases significantly, in addition, with less leakage of fission fragments, the burn up of reactor also increases.استفاده بهینه از سوخت هسته ای درون قلب راکتور، با توجه به کمبود منابع اورانیوم طبیعی، هزینه های تولید و فرآوری اورانیوم مورد استفاده، همواره از مهترین مسائل در امر مدیریت سوخت می باشد.برای استفاده حداکثری از سوخت راکتور باید مصرف سوخت را افزایش داد.،علاوه بر این دانسیته قدرت قابل حصول از یک راکتور بستگی به مقدار انتقـال حرارتی دارد که بدون آسیب رساندن به مواد ساختاری راکتور و یا میله های سوخت حاصل می شود.بنابریان شرکت های طراحی سوخت همواره به دنبال راهکاری هستند که بتوانند به افزایش دانسیته توان دست یابند.<br />یکی از راه های دستیابی به این مهم، تغییر حالت شیمیایی سوخت، و یا افزایش ضریب هدایت حرارتی میله های سوخت می باشد. برای رسیدن به این هدف می توان به جای استفاده از سوخت معمول uo2، از سوخت های سرامیکی پراکنده دی اکسید اورانیوم با دیگر عناصر نظیر زیرکونیوم وآهن استفاده نمود. در تحقیق حاضر با استفاده از نرم افزار Fluent شبیه سازی حالت های مختلف سوخت پراکنده نظیر uo2-zr، uo2-Fe، انجام شده است .این موضوع نشان می دهدکه استفاده از سوخت پراکنده تاثیر بسزایی در افزایش ضریب هدایت حرارتی سوخت راکتور دارد.بنابراین دانسیته توان حرارتی راکتورهای نسل فعلی بنحو قابل ملاحظه ای افزایش می یابد،علاوه بر این با نشت کمتر پاره های شکافت، طول سیکل راکتور نیز افزایش می یابد.https://nucte.sbu.ac.ir/article_101205_671750858edafbd4e652e5f993445cd1.pdfدانشگاه شهید بهشتیمجله فناوری و انرژی هسته ای2717-168X1320221122Modeling and simulation a molecular pump of a gas centrifuge with analytical methods of Sawada and Sickafus and its three-dimensional simulation with DSMC methodمدلسازی و شبیه سازی پمپ مولکولار یک سانتریفیوژ گازی با روشهای تحلیلی ساوادا و سیکافوس و شبیه سازی سه بعدی آن با روش DSMC526410349610.48308/nucte.2022.103496FAصادق یوسفی نسبسازمان انرژی اتمی ایرانجابر صفدریعضو هیات علمی سازمان انرژی اتمی ایرانجواد کریمی ثابتعضئ هیات علمی پژوهشگاه علوم و فنون هسته ایمسعود خواجه نوریسازمان انرژی اتمیمحمد حسن ملاحعضو هیات علمی پژوهشگاه علوم و فنون هسته ایJournal Article20210416Vacuum maintaining in the space between the rotor and casing during the gas-feeding and enrichment process is of great importance. Therefore, a piece named molecular pump is attached on the top side of the casing. In this paper, molecular pump simulation was performed using Sawada, Sickafus, Sickafus upgraded analytical methods, and DSMC molecular method and the results of each were compared with the experimental test results. DSMC simulations were also performed for the groove with two trapezoidal and rectangular geometries. Comparing the results with experimental tests, it was shown that the compression ratio obtained by the DSMC method is about 10% different from the experimental test results, and then the upgraded Sickafus method is the most accurate method. It was also shown that the groove with a trapezoidal cross-section increases the compression ratio of the pump by more than 10% compared to the rectangular groove.حفظ خلأ در فضای بین روتور و بدنه یک ماشین سانتریفیوژ، در حین فرایند گازدهی و غنی سازی حائز اهمیت است. به همین دلیل قطعهای به نام پمپ مولکولار روی قسمت بالایی بدنه ماشین متصل میشود. در این مقاله شبیه سازی پمپ مولکولار با استفاده از روش های تحلیلی ساوادا، سیکافوس، سیکافوس ارتقاء یافته و روش مولکولی DSMC صورت گرفت و نتایج هر یک با نتایج تست تجربی مورد مقایسه قرار گرفت. همچنین شبیه سازی DSMC برای شیار با دو هندسه ذوزنقه ای و مستطیلی انجام شد. با مقایسه نتایج با تست های تجربی، نشان داده شد که نسبت تراکم به دست آمده از روش DSMC حدود 10 درصد با نتایج تست تجربی اختلاف دارد و پس از آن روش سیکافوس ارتقاء یافته دقیقترین روش میباشد. همچنین نشان داده شد که شیار با سطح مقطع ذوزنقه ای نسبت تراکم پمپ را تا بیش از 10 درصد نسبت به شیار مستطیلی شکل افزایش میدهدhttps://nucte.sbu.ac.ir/article_103496_9510e9d5ad417028b9aaf56e0d93ecd6.pdf