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, 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.