مقایسه سینتیک چند نقطه‌ای با معادله پخش نوترون و سینتیک نقطه‌ای متداول برای بررسی رفتار گذرا سریع در راکتورهای هسته‌ای

نویسندگان

1 شاهد

2 شهید بهشتی

چکیده
یکی از جنبه­های مهم در طراحی و عملکرد یک راکتور هسته­ای، بررسی رفتار راکتور در طی حالات گذرا و شرایط غیر پایا است. برای این منظور، روش‌های مختلفی برای تحلیل حالت گذرا ارائه شده است. حل مستقیم معادله پخش نوترون در حالت گذرا به همراه معادله غلظت مولدهای نوترون تأخیری یکی از روش‌های دقیق ولی پرهزینه از نظر محاسباتی به حساب می‌آید. استفاده از این روش‌ها در طراحی سیستم کنترل توان راکتورهای هسته‌ای نیز موجب پیچیدگی کنترل کننده می‌شود که پیاده‌سازی آن را در عمل با مشکل مواجهه می‌کند. از این‌رو، در طراحی سیستم کنترل راکتور هسته‌ای معمولاً از سینتیک نقطه‌ای استفاده می‌شود که تغییرات مکانی شار در نظر گرفته نمی‌شود. اخیراً سینتیک چند نقطه‌ای برای کاستن این نقصان ارائه شده است. این روش در طراحی سیستم کنترل استفاده شده است اما دقت آن بررسی نشده است. این مقاله به مقایسه سینتیک چند نقطه‌ای در تغییرات آنی میله کنترل و مقایسه با سینتیک نقطه‌ای متداول و حل مستقیم معادله پخش وابسته به زمان می‌پردازد. استخراج معادلات سینتیک چند نقطه‌ای با استفاده از معادلات پخش دو گروهی انجام و از روش رانجی کوتا مرتبه 4 برای حل معادلات، استفاده شده است. نتایج نشانگر این است که، سینتیک چند نقطه‌ای رفتار گذرا را با انحراف کمتری از سینتیک یک نقطه‌ای محاسبه می‌کند. انحراف ناشی از تغییرات زیاد راکتیویته بیشتر از حالتی است که تغییرات راکتیویته آرام باشد. انحراف ناشی از تغییرات زیاد راکتیویته بیشتر از حالتی است که تغییرات راکتیویته آرام باشد. بنابراین سینتیک چند نقطه بیشتر برای بررسی تغییرات آرام و کند راکتیویته پیشنهاد می‌شود.

کلیدواژه‌ها

عنوان مقاله English

Comparison of multipoint kinetic with methods of the direct solution of diffusion equation and conventional point kinetic for investigation of nuclear reactors transient

نویسندگان English

omid safarzadeh 1
simin mehrabi 2
1 shahed
2 shahid beheshti
چکیده English

One of the most important aspects in design and operation of a nuclear reactor is investigation of the reactor during transient and non-steady conditions. For this purpose, different methods are presented for transient analysis. The direct solution of space-time dependent neutron diffusion equation with delayed neutron precursor equation is one of the most accurate and computationally expensive method. Use of this method in power control system design results in complex controller that its implementation encounters difficulties. Therefore, the point kinetic equation is used in design of nuclear reactor power control system by losing of the neutron flux shape variations. Recently, the multipoint kinetic equations are presented to decrease this limitation. This paper investigates the solution of multipoint kinetic in nuclear reactors and compares its results to conventional point kinetic equation and time-dependent solution of neutron diffusion equation for different benchmarks. The multipoint kinetic equations are derived via two group diffusion equations and are solved with forth order Runge-Kutta method. The results indicate that the deviation of the power level by use of multipoint kinetic method is lower than the conventional single point method in contrast to time-dependent solution of neutron diffusion equation. The deviation of power level is getting bigger in large reactivity insertion/withdraw that small reactivity perturbation. Therefore, multipoint kinetic method is more recommended for small reactivity change.

کلیدواژه‌ها English

  • Transient state
  • Reactor Dynamic
  • Multipoint Kinetic
  1. A.F. Henry. Nuclear reactor analysis. MIT press, Cambridge, Massachusetts, (1975).
  2. P. Bosio, P. Ravetto, M.M. Rostagno, A. Barzilov. Multipoint methods in nuclear reactor kinetics. Dans ANS International Meeting on Mathematical Methods for Nuclear Applications, Salt Lake City, (2001).
  3. P. Ravetto, M.M. Rostagno, G. Bianchini, M. Carta, A. D’Angelo. Application of the multipoint method to the kinetics of accelerator-driven systems. Nucl. Sci. Eng. 148 (2004), 79-88.
  4. S. Shimjith, A. Tiwari, B. Bandyopadhyay. Multipoint kinetics modeling of large nuclear reactors. In Modeling and Control of a Large Nuclear Reactor. Springer, Berlin, Heidelberg (2013).
  5. M. Zarei. A multi-point kinetics based MIMO-PI control of power in PWR reactors. Nucl. Eng. Des. 328 (2018) 283–291.
  6. M. Zaidabadi nejad, G.R. Ansarifar. Robust feedback-linearization control for axial power distribution in pressurized water reactors during load-following operation. Nucl. Eng. Tech. 50 (2018) 97-106.
  7. M. Zaidabadi-nejad, G.R. Ansarifar. Adaptive observer based adaptive control for P.W.R nuclear reactors during load following operation with bounded xenon oscillations using Lyapunov approach. Ann. Nucl. Energy 121 (2018) 382–405.
  8. A. Hebert, D. Sekki. A user guide for Trivac Version4. Institut de Genie Nucleaire, Tech. Rep. IGE-293 (2010).
  9. T. Downar, Y. Xu, V. Seker. PARCS v3. 0 US NRC Core Neutronics Simulator User/Theory Manual. Department of Nuclear Engineering and Radiological Sciences University of Michigan. Ann Arbor, MI (2009).
  10. B. Christensen. Three-dimensional static and dynamic reactor calculations by the nodal expansion method. No. RISO-R-496. Risoe National Lab. (1985).