Kutatás

A neutron-transzportegyenlet SP3 közelítésű, végeselemes megoldásán alapuló neutronfizikai számítási rendszer fejlesztése

A Paksi Atomerőműben jelenleg alkalmazott reaktorfizikai számítási rendszer neutronfizikai hátterét a HELIOS kétdimenziós transzportkód biztosítja. A HELIOS-számításokkal két energiacsoportra meghatározott hatáskeresztmetszeteket a C‑PORCA program háromdimenziós diffúziós számításokban nodális felbontásban használja fel. Ez az eljárás reguláris üzemanyagrácsok számításakor jó eredményt ad, de irregularitások kezelésére korlátozottan alkalmas. A kétcsoportos, nodális homogenizált hatáskeresztmetszeteket használó modell a szabályzókazetták, valamint zónahatárok (reflektor régiók) geometriai és neutronfizikai értelemben is bonyolult szerkezetét csak közelítőleg képes leírni. A HELIOS kód kétdimenziós megközelítése, illetve a Monte Carlo módszeren alapuló programok gépidőigénye miatt a mindhárom dimenzióban jelentős effektust okozó régiók (például a szabályozó és biztonságvédelmi kazetták abszorber és üzemanyag részének csatlakozása) megfelelően gyors és pontos számítása különösen nehézkes. Az irreguláris geometriai és anyagi konfigurációk pontosabb számítása iránti igényt tovább fogja növelni a Paksi Atomerőmű tervezett bővítése. Az újonnan létesülő reaktorok üzemanyag-kazettái ugyanis neutronfizikailag valószínűleg jóval összetettebbek lesznek a működő reaktorok kazettáinál.

A fenti nehézségek megoldása érdekében a Paksi Atomerőmű és BME Nukleáris Technikai Intézete közös projektet indított egy olyan neutronfizikai kód kifejlesztése céljából, amely a C‑PORCA program kazettanódus szintű számítási eredményeire – mint forrás- és határfeltételi adatokra – támaszkodva „bele tud nagyítani” egy-egy zónarészbe, azaz a jelenlegi program által nyújtott eredményekhez képest mind az energiafelbontás, mind pedig a térbeli felbontás szempontjából reálisabb eredményekkel tud szolgálni a vizsgált régióra. Szakirodalmi előtanulmányok, továbbá a meglévő számítási rendszerhez való illeszthetőség szempontjai alapján a szóba jöhető neutron-transzportszámítási módszerek közül az SP3 közelítésre, illetve annak végeselemes módszerrel történő megoldására esett a választás.

Feladatom a fent leírt fejlesztőmunkába való bekapcsolódás. Az érdemi munkához megismerkedem a HELIOS–C‑PORCA programrendszer felépítésével és működésével, továbbá tanulmányozom az SP3 transzportközelítés numerikus megoldására szolgáló módszereket. Valószínűleg csak numerikus kísérletek segítségével lehet majd kiválasztani a megfelelő végeselemes módszert. A fő feladatom olyan – a HELIOS–C‑PORCA rendszerhez illeszkedő – számítógépi kód fejlesztése és tesztelése, amely elfogadható gépidőigény mellett képes a teljes aktív zóna lehetőleg üzemanyagpálca-szakasz szintű számítására. A konkrét kódfejlesztés mellett szükség lesz igényes referenciaszámításokra is, amelyekhez az MCNP programot fogom használni.

Kapcsolódó publikációk

B. Babcsány, 2021. Development of a finite-element-based reactor physics code system for the solution of the simplified P3 approximation to the neutron transport equation. PhD disszertáció, Budapesti Műszaki és Gazdaságtudományi Egyetem (megvédve 2022. februárban)

B. Babcsány, I. Pós, Z.I. Böröczki, D.P. Kis, 2022. Hybrid finite-element-based numerical solution of the SP3 equations – SP3 solution of two- and three-dimensional VVER reactor problems. Annals of Nuclear Energy, 173 (2022)

B. Babcsány, I. Pós, 2021. SP3 solution of the full-core VVER-440 RK3+ and VVER-1000 benchmarks using Serpent group constants and discontinuity factors. Presentation at the Atomic Energy Research Working Group A&B Meeting; Online; 15 June 2021 (2021)

B. Babcsány, I. Pós, D.P. Kis, 2021. Hybrid finite-element-based numerical solution of the multi-group SP3 equations and its application on hexagonal reactor problems. Annals of Nuclear Energy, 155 (2021)

B. Babcsány, D.P. Kis, 2020. Semi-analytical methods for SP3 equations solver verification including third-order scattering anisotropy. Annals of Nuclear Energy, 148 (2020)

B. Babcsány, T. Bartók, D. P. Kis, 2020. Finite element solution of the time-dependent SP3 equations using an implicit integration scheme. Kerntechnik, 85 (2020) 4; 292-300. oldalak

A.Sz. Ványi, B. Babcsány, Z.I. Böröczki, A. Horváth, M. Hursin, M. Szieberth, Sz. Czifrus, 2021. Steady-state neutronic measurements and comprehensive numerical analysis for the BME training reactor. Annals of Nuclear Energy, 155 (2021)

B. Babcsány, T. Hajas, P. Mészáros, 2020. Tranziens reaktorfizikai folyamatok végeselem-módszeren alapuló diffúziós modellezése. Nukleon, XIII. (2020) 233

B. Babcsány, T. Bartók, D. P. Kis, 2019. Finite element solution of the time-dependent SP3 equations using an implicit integration scheme. In Proceedings of 29rd Symposium of AER on VVER Reactor Physics and Reactor Safety, Szlovákia, Mohi Atomerőmű, Energoland, 2019. október 14-18.

B. Babcsány, S. Fehér, I. Pós, T. Parkó, 2015. Hybdrid Finite Element Solution of the Simplified P3 equations. In Proceedings of 25rd Symposium of AER on VVER Reactor Physics and Reactor Safety, Magyarország, Balatongyörök, 2015. október 13–16.

B. Babcsány: A VVER-440 zóna 2D modellezése SP3 módszerrel. BME-NTI-908/2019.

B. Babcsány, M. Halász: A C-PORCA programot kiegészítő SP3-eljárás pontosságnövelési lehetőségeinek vizsgálata. BME-NTI-864/2018.

B. Babcsány, S. Fehér: A C-PORCA programba integrált SP3-eljárás számítási pontosságának javítását célzó kutatatás végzése az anizotrop neutronszórás figyelembevételével. BME-NTI-826/2017.

S. Fehér, B. Babcsány: HELIOS – C-PORCA kódrendszer továbbfejlesztése irreguláris geometriai konfigurációk reaktorfizikai számítására alkalmas modullal III. rész. A kifejlesztett SP3-eljárás tesztelése és ellenőrzése. BME-NTI-706/2014.