هدف این مقاله، توسعه ی یک مدل فیزیکی معتبر و در نتیجه یک روش عددی به منظور توصیف پدیده هایی است که درون میله ی سوخت رآکتور 1000VVER-در طول مدت زمان کارکرد آن به ویژه در شرایط میزان مصرف بالای سوخت رخ می دهد. عملکرد میله های سوخت به عامل های زیادی بستگی دارد؛ هر کدام از این عامل ها به صورت پیچیده ای بر عملکرد رآکتور در طی مدت بهره برداری تأثیر می-گذارد. پیش بینی دقیق رفتار سوخت امری است ضروری و برای طراحان سوخت بسیار کارساز خواهد بود. به طور کلی رفتار سوخت متأثر از عامل های متنوع شیمیایی، مکانیکی و ترمونوترونیکی است. برای ارزیابی دقیق عملکرد درست سوخت داخل رآکتور، باید عامل های پیش گفته و پدیده های حاکم بر آن ها به درستی مدل سازی شوند. در این مقاله، مدل های فیزیکی و رابطه های تجربی مورد استفاده به نحوی انتخاب شده اند که پارامترهای اصلی عملکردی حاصل از شبیه سازی میله ی سوخت، مطابقت خوبی با نتیجه های آزمایش های پس از پرتودهی و خروجی کد تحلیل عملکرد سوخت فراپکون-3/3 داشته باشند.

بر اساس روش بسط نودال یک برنامه کامپیوتری برای حل معادله پخش مستقل از زمان در رآکتورهای با مجتمع سوخت مربعی بسط داده شده است. در این مقاله به نحوه محاسبه ضریب تکثیر موثر، شار در گروه های مختلف و توزیع قدرت با استفاده از روش بسط نودال پرداخته شده است. پس از مختصر توضیحی درباره روش های محاسباتی تفاضل محدود و اجزای محدود، از مقایسه نتایج آن ها با روش بسط نودال، برتری روش نودال اثبات شده است. نتایج به دست آمده از روش بسط نودال با مسایل آزمون معروف مقایسه شده اند که توافق خوبی بین آن ها مشاهده می شود.

در این مقاله با استفاده از دو مدل Calza-Bini و مدل گپ توصیف شده در کد Relap5 برای ضریب انتقال حرارتی گپ (فضای خالی بین قرص سوخت و غلاف) به محاسبه ضریب هدایت گپ در فواصل محوری مختلف در مجتمع های مختلف سوخت تابش ندیده در رآکتورهای نوع VVER-1000 پرداخته شده است. با توجه به وابستگی دو مدل فوق به دمای سطح خارجی سوخت و دمای سطح داخلی غلاف، ضریب هدایت گپ با استفاده از دو روش تزویج مدل ضریب انتقال حرارت گپ با برنامه نوشته شده برای به دست آوردن توزیع درجه حرارت در سوخت و غلاف آن، و تزویج مدل ضریب انتقال حرارت گپ با خروجی کد COBRA-EN (برای به دست آوردن توزیع درجه حرارت در سوخت و غلاف آن) محاسبه شده است. پس از انجام محاسبات و مقایسه نتایج حاصل با نتایج تجربی گزارش FSAR ارایه شده توسط شرکت سازنده رآکتور بوشهر، نتیجه گرفته شد که مدل گپ توصیف شده در کد Relap5، خطای زیادی (در حدود 25 درصد) داشته اما مدل گپ Calza-Bini خطای کم تری (کم تر از 5 درصد) دارد و تا حد زیادی با نتایج گزارش FSAR مطابقت می کند. بنابراین مدل جدیدی برای محاسبه ضریب انتقال حرارت گپ پیشنهاد شد که با ترکیب دو مدل فوق، ضریب انتقال حرارت گپ در هر یک از فواصل محوری را با خطای کم تری محاسبه می نماید.

بهینه سازی میزان مصرف سوخت مساله مهمی در مدیریت و فناوری سوخت هسته ای قلب رآکتور است. توزیع غنای میله های سوخت در راستای شعاعی قلب یک روش شناخته شده است ولی در راستای محوری مقدار غنا ثابت است. در این مقاله اثرات تغییر غنای سوخت در راستای محوری را بر پارامترهای نوترونی قلب بررسی می کنیم. در این بررسی، قلب راکتور را در راستای محوری به 10 قسمت تقسیم می کنیم که هر یک دارای غنای متفاوت است. در حالی که غنای سوخت در راستای شعاعی بدون تغییر باقی می ماند. نتایج محاسبات نشان می دهد که ضرایب قدرت در راستای شعاعی و محوری نسبت به حالت معمول کاهش میابد. بجز این، طول عمر قلب 30 روز افزایش میابد. علاوه بر این، چگالی اسید بوریک در ابتدای سیکل قلب 0.2 g/kg می گردد (که کم تر از راکتور معمولی است). توزیع شار نوترون در راستای شعاعی با توزیع غنای محوری در ابتدای سیکل قلب نسبتا یکنواخت است.

در این مقاله به اثر حضور میله های کنترل روی پارامترهای ایمنی ترموهیدرولیکی رآکتور تهران در شرایط ایستا و گذرا پرداخته شده است. در این تحقیق ابتدا اثر حضور میله های کنترل بر روی قله توان در %70 حضور میله های کنترل در قلب رآکتور تهران به صورت یک تابع نرمالیزه شده به جای تابع معمول کسینوسی در کد TERMIC به کار رفت. نتایج حاصل از آن روی پارامترهای ترموهیدرولیکی در شرایط ایستا و گذرا بررسی گردید. نتیجه این بررسی ها در بخش ایستا با توان 5MW، کاهش حاشیه های ایمنی نسبت به وضعیتی بود که میله های کنترل خارج از قلب بودند. در بخش گذرا نیز، تابع توزیع توان محوری در %70 جای گزین تابع کسینوسی محوری در کد PARET گردید. تأثیر مستقیم افزایش قله توان در اثر حضور میله کنترل باعث ایجاد جوشش نقطه ای در بخش هایی از کانال محوری سیال خنک کننده می گردد. تولید بخار (خلأ) در جوشش نقطه ای و بازخورد آن باعث کاهش بیشینه قله توان و دماهای سوخت، غلاف و خنک کننده گردید. در بخش پایانی، اثر مستقیم میله های کنترل به همراه پارامترهای متأثر از حضور میله های کنترل (ضرایب راکتیویته دمایی) روی پارامترهای ترموهیدرولیکی بررسی گردید. افزایش بازخوردهای دمایی و خلأ در اثر حضور میله های کنترل به همراه اثر مستقیم میله های کنترل، باعث افزایش چشمگیر تمام حاشیه های ایمنی ترموهیدرولیکی گردید.

با توجه به مراحل انجام بارگذاری یا جابه ­جایی مجتمع سوخت در قلب رآکتور تحقیقاتی تهران، بر اساس الزامات ایمنی می بایست احتمال سقوط یک مجتمع سوخت و آسیب وارده به آن درنظر گرفته شود تا از حفظ یکپارچگی مجتمع ها و عدم آسیب به صفحات سوخت پس از حادثه سقوط احتمالی اطمینان حاصل گردد. در این شبیه ­سازی از نرم ­افزار ABAQUS برای تحلیل برخورد استفاده می شود. سه حالت برای سقوط مجتمع سوخت و برخورد آن به کف استخر درنظر گرفته می شود که شامل برخورد عمودی، با زاویه 45 درجه و برخورد افقی است. براساس تحلیل تنش انجام شده مشخص گردید که حالت برخورد عمودی با کف استخر بدترین نوع برخورد بوده که می تواند آسیب به side plateها یا همان صفحات کناری مجتمع را دربرداشته باشد اما صفحات سوخت داخل مجتمع آسیب جدی ندیده و یکپارچگی خود را حفظ می­ نمایند.

هدف از این مقاله، بررسی امکان استفاده از سوختی با هندسه حلقوی به منظور بهینه سازی آن در رآکتور تحقیقاتی تهران از دیدگاه نوترونی است. در استفاده از سوخت های حلقوی، به دلیل تولید شار بالاتر و راکتیویته بیش تر، نیاز به بارگذاری سوخت کم تری است. بنابراین در این پژوهش، در رآکتور تحقیقاتی تهران از سوختی جدید با هندسه حلقوی جهت جایگزینی با سوخت فعلی که دارای هندسه صفحه ای است، استفاده شده است. این سوخت از لحاظ موادی مشابه با سوخت رآکتور تهران می باشد. برای این منظور، پارامترهای نوترونی قلب شامل ضریب تکثیر مؤثر، راکتیویته، توزیع شار نوترون سه گروهی، ضریب بیشینه توان، ضریب ایمنی راکتیویته، ارزش میله های کنترل، با استفاده از کدهای MCNPX2. 7 و WIMS-CITATION محاسبه شده است. سپس نتایج حاصله این کدها با نتایج گزارش آنالیز ایمنی (SAR) رآکتور تحقیقاتی تهران (TRR) مقایسه گردید. نتایج نشان می دهد که مقدار درصد اختلاف نسبی برای پارامترهای راکتیویته و ضریب بیشینه توان برای رآکتور تیوبلار حاصل از کد MCNPX در مقایسه با نتایج TRR-SAR به ترتیب در حدود 2/0 و 22-درصد می باشد. هم چنین نتایج به دست آمده در این مقاله نشان می دهد که برای رسیدن به راکتیویته معادل قلب اول رآکتور تحقیقاتی تهران یعنی حدود pcm 6916، میزان جرم سوخت قلب تیوبلار تا حدود 17% کاهش می یابد. از سوی دیگر، با استفاده از سوخت حلقوی شار نوترونی در کانال های پرتودهی تا حدود 14% افزایش می یابد. هم چنین با توجه به نتایج این تحقیق، قلب پیشنهادی تیوبلار، قلبی با چیدمان 16 تایی و حداقل 7 بسته 6 تایی میله کنترل جهت رسیدن به معیارهای ایمنی لازم است.

هدف اصلی این مقاله تولید اورانیم با غنای 20­% برای سوخت رآکتورهای تحقیقاتی به صورت مستقیم از اورانیم طبیعی با پسماند  xw≤%0/3 از طریق یک آبشار است. برای این کار از پنج راهبرد شامل استفاده از تک آبشارهای بهینه شده مخروطی، مربعی، مربعی شده 2-بخشی، مربعی شده 3-بخشی و مربعی شده 4-بخشی استفاده شده است. برای طراحی و بهینه سازی آبشارها پنج کد نرم­افزاری "STC-PSOA" و "SQC-PSOA"، "2SQC-PSOA"، "3SQC-PSOA" و "4SQC-PSOA" توسعه داده شده اند و از الگوریتم بهینه سازی PSO برای بهینه سازی آنها استفاده می شود. نتایج نشان می دهد 1) در راهبرد اول امکان تولید محصول با غنای 20­% با یک چیدمان واحد و یک گام وجود ندارد و حداکثر غنای محصول 3/73 درصد خواهد بود؛ 2) در چهار راهبرد دیگر امکان تولید محصول 20­% با یک چیدمان واحد در دو گام جداسازی وجود دارد. 3) راهبرد استفاده از آبشارهای مربعی شده 4) بخشی در یک زمان مشخص، میزان تولید محصول نسبت به آبشارهای مربعی و مربعی شده 2-بخشی و 3- بخشی در حدود 11/1، 3/10 و 1/00 درصد بیشتر است.