Přejít k obsahu


Nodal methods for a two-dimensional static multigroup diffusion calculation of nuclear reactors with hexagonal assemblies

Citace: [] HANUŠ, M., BRANDNER, M., KUŽEL, R. Nodal methods for a two-dimensional static multigroup diffusion calculation of nuclear reactors with hexagonal assemblies. Journal of Interdisciplinary Mathematics, 2009, roč. 12, č. 2, s. 203-224. ISSN: 0972-0502
Druh: ČLÁNEK
Jazyk publikace: eng
Anglický název: Nodal methods for a two-dimensional static multigroup diffusion calculation of nuclear reactors with hexagonal assemblies
Rok vydání: 2009
Místo konání: India
Název zdroje: TARU Publications
Autoři: Milan Hanuš , Ing. Marek Brandner Ph.D. , Roman Kužel
Abstrakt CZ: Článek popisuje tři varianty nodální metody, umožňující stanovit rozložení neutronového toku v aktivní zóně reaktoru s šestihrannými palivovými kazetami a jeho kritické číslo. Všechny varianty jsou založeny na mnohagrupové aproximaci rovnice difúze neutronů na hrubé síti nódů, reprezentujících jednotlivé palivové kazety. Pro dosažení dostatečné přesnosti beze ztráty výpočtové efektivity je hrubosíťová, konečně-objemová aproximace průběžně opravována výpočty s vyšší přesností na dvojicích sousedních nódů. Rovnice pro tyto dodatečné nodální úlohy jsou formulovány užitím metody příčné integrace, vedoucí pro každý šestiúhelníkový nód ke třem jednorozměrným difúzním rovnicím. Nodální rovnice jsou spolu svázané prostřednictvím neutronových proudů na příčných hranicích nódu a aproximace jednorozměrného průběhu těchto provazujících členů je hlavní prvek, kterým se jednotlivé varianty odlišují. Po této aproximaci jsou nodální rovnice řešeny postupně na všech dvojicích nódů semi-analytickým způsobem. Pro verifikaci a porovnání popsaných variant nodální metody je vypočteno rozložení neutronového toku a kritické číslo pro modelovou konfiguraci aktivní zóny reaktoru VVER-1000.
Abstrakt EN: This paper presents three variants of a hexagonal nodal method for determining neutron flux distribution in a nuclear reactor and its critical number. Their common framework constitutes the few-group, coarse-mesh finite-difference diffusion equations for all nodes inside the core domain. To achieve better accuracy without sacrificing efficiency, they are corrected by higher order nodal calculations formulated on pairs of nodes using the transverse integration procedure. This leads to three 1D equations coupled through neutron currents at transverse nodal boundaries. Approximation of the coupling has huge impact on the accuracy of transverse-integration based nodal methods and as such receives considerable attention. Three possibilities are discussed that define the variants of the developed nodal method. Once the transverse coupling term is suitably approximated, solution of nodal equations is computed semi-analytically by using an efficient node-by-node iterative procedure. The three implementations are compared on an example configuration of a VVER-1000 core.
Klíčová slova

Zpět

Patička