استفاده از شبکه عصبی مصنوعی در تولید سطح مقاطع ماکروسکوپی برای محاسبات قلب رآکتور VVER-۱۰۰۰

سال انتشار: 1404
نوع سند: مقاله ژورنالی
زبان: فارسی
مشاهده: 99

فایل این مقاله در 8 صفحه با فرمت PDF قابل دریافت می باشد

استخراج به نرم افزارهای پژوهشی:

لینک ثابت به این مقاله:

شناسه ملی سند علمی:

JR_JONSAT-46-1_003

تاریخ نمایه سازی: 24 شهریور 1404

چکیده مقاله:

برای انجام محاسبات نوترونی قلب رآکتور، هزینه اصلی محاسبات مربوط به محاسبات سلولی جهت تولید سطح مقاطع ماکروسکوپی در مجتمع های سوخت می باشد. توسعه و استفاده از کتابخانه سطح مقاطع ماکروسکوپی با توجه به نوع قلب رآکتور و هندسه آنها روش اصلی کاهش هزینه محاسبات می باشد. در بعضی مسائل برای انجام تحلیل های خاص برای رآکتور کتابخانه ای وجود ندارد و بنابراین لازم است محاسبات سلولی انجام شود. بررسی نویز نوترونی نوسان مجتمع های سوخت و یا توزیع نامتقارن سیال اطراف یک مجتمع سوخت در اثر خمش، از این دست مسائل هستند. در این پژوهش برای قلب یک رآکتور ۱۰۰۰VVER- به جای انجام محاسبات سلولی در حجم بالا، با استفاده از یک شبکه عصبی مصنوعی زمان انجام محاسبات کاهش محسوسی یافت. در محاسبات بحرانیت برای ابتدای سیکل زمان محاسبات از ۴۲ دقیقه با ۳۲ هسته محاسباتی به ۳/۱ دقیقه با یک هسته محاسباتی کاهش یافت. همچنین نتایج از دقت قابل قبول برخوردار بود به طوری که اختلاف اسید بوریک بحرانی با به کارگیری شبکه عصبی در مقایسه با انجام محاسبات سلولی به عنوان مرجع کمتر از ۱ درصد و اختلاف توان کمتر از ۵ درصد به‍ دست آمد.

نویسندگان

جواد وثوقی

گروه مهندسی هسته ای، دانشکده مهندسی انرژی، دانشگاه صنعتی شریف، صندوق پستی: ۸۶۳۹-۱۱۳۶۵، تهران - ایران

ناصر وثوقی

گروه مهندسی هسته ای، دانشکده مهندسی انرژی، دانشگاه صنعتی شریف، صندوق پستی: ۸۶۳۹-۱۱۳۶۵، تهران - ایران

علی اکبر صالحی

گروه مهندسی هسته ای، دانشکده مهندسی انرژی، دانشگاه صنعتی شریف، صندوق پستی: ۸۶۳۹-۱۱۳۶۵، تهران - ایران

مراجع و منابع این مقاله:

لیست زیر مراجع و منابع استفاده شده در این مقاله را نمایش می دهد. این مراجع به صورت کاملا ماشینی و بر اساس هوش مصنوعی استخراج شده اند و لذا ممکن است دارای اشکالاتی باشند که به مرور زمان دقت استخراج این محتوا افزایش می یابد. مراجعی که مقالات مربوط به آنها در سیویلیکا نمایه شده و پیدا شده اند، به خود مقاله لینک شده اند :
  • Duderstadt J, Hamilton L. Nuclear Reactor Analysis. John Wiley & ...
  • CASMO۵ A Fuel Assembly Burn-up Program User’s Manual. Studsvik Scandpower. ...
  • SIMULATE-۳ Advanced Three-Dimensional Two-Group Reactor Analysis Code User’s Manual. Studsvik ...
  • Hébert A. DRAGON۵ and DONJON۵ the contribution of École Polytechnique ...
  • Avramova M. Developments in thermal-hydraulic sub-channel modeling for whole core ...
  • Spent nuclear fuel assay data for isotopic validation. Nuclear Energy ...
  • Li Y, Gao S, Cao L, Shen W. Analysis, PWR ...
  • Downar T. PARCS v۳.۰ U.S. NRC Core Neutronics Simulator. University ...
  • Chionis D, Dokhane A. Development and verification of a methodology ...
  • Vosoughi J, Vosoughi N, Salehi AA. Development of a calculation ...
  • Berger J, Mühle A, Haendel K. Empiric Calculation of the ...
  • Li Z, Sun J, Wei C, Sui Z, Qian X. ...
  • Dzianisau S, Choe J, Cherezov A, Lee D. Macroscopic Cross-Section ...
  • Dzianisau S, Korawit D. Optimization of Training Dataset Size for ...
  • Szames E, Ammar K, Tomatis D, Martinez J. Few-group cross ...
  • Haykin S. Neural Network Comprehensive Foundation. Prentice Hall. ۲۰۰۹ ...
  • Final Safety Analysis Report of BNPP-۱. ۲۰۱۴ ...
  • Marleu G. Dragon Theory Manual. Ecole Polytechnique de Montreal. ۲۰۰۱ ...
  • COBRA-EN code system for Thermal-Hydraulic Transient Analysis of Light Water ...
  • نمایش کامل مراجع