p318. طراحي مجتمع سوختي و قلب راكتور PWR پيشرانه هاي هسته اي دريايي 205 مگاواتي ديرزي جهت استفاده در كشتي هاي تجاري

Design of Fuel Assembly and PWR Reactor Core of a 205-MW Long-Life Marine Nuclear Propulsion Systems for Commercial Vessels

در اين مقاله به تشريح نحوه طراحي نوترونيك قلب راكتور يك پيشرانه هسته اي دريايي ديرزي 75 و 205 مگاوات (با قابليت كاربرد در كشتي هاي تجاري عظيم) و راهكارهاي محاسباتي مربوطه اش پرداخته شد. در اين راستا بمنظور برآورد بهينه پارامترهاي گام شبكه ،شعاع و ارتفاع ميله هاي سوختي، تعداد لايه هاي چينشي و موقعيت قرارگيري ميله هاي جاذب سوختني، بلوكهاي محاسباتي لازم طراحي و برنامه نويسي شد. بمنظور بررسي و شبيه سازي وابسته به زمان قلب راكتور در خلال سيكل پيش بيني شده، برنامه محاسباتي ترمونوترونيك ديگري طراحي گرديد و علاوه بر آن در راستاي برآورد شعاع ميله سوختي بهينه، از ديدگاه ترموهيدروليكي نيز آناليز حساسيت انجام گرفت.همچنين بمنظور دستيابي به حالتي از قلب راكتور با ماكزيمم توان كاري (در عين برخورداري از طول سيكل مطلوب) به بهينه يابي چيدمان و نتيجتا كاهش ماكزيمم ضريب بيشينه قدرت شعاعي قلب راكتور پرداخته شد. در راستاي برآورد ايمن توان كاري راكتور و آناليز ترموهيدروليكي قلب ، برنامه اي محاسباتي با محوريت كد FRAPCON 3.1 طراحي گرديد. در انتها لازم به ذكر است كه تحقيق فوق كاملا آكادميك بوده و ارتباطي با هيچگونه طرح و پروژه صنعتي ندارد.

In this paper, neutronic design of reactor core for 75 and 205-MW long-life marine nuclear propulsion systems (capable of powering giant commercial vessels) is described together with the associated computational solutions. For this purpose, in order to estimate optimal values of pitch of lattice, radius and height of fuel rods, number of placement layers, and arrangement of burnable absorber rods, the necessary computational blocks were designed and programmed. Another thermo-neutronic computational program was designed to investigate and perform time-dependent simulation of the reactor core during the estimated cycle length. In order to estimate optimal radius of the fuel rod, a thermo-hydraulic sensitivity analysis was further conducted. Moreover, in an attempt to achieve a reactor core with maximal generated thermal power (along with favorable cycle length), arrangement optimization was performed for reducing the radial maximum power peaking factor. In order to estimate safe range of operation power of the reactor and thermo-hydraulically analyze the reactor core, a computational program was designed on the basis of the FRAPCON 3.1 code. Last but not least, it should be emphasized that the presented paper was extracted from a purely academic research, with no association with any industrial program or project.