بررسي روش هاي اندازه گيري و نحوه توزيع شار نوتروني در قلب نيروگاه بوشهر با استفاده از نتايج تست هاي راه اندازي و مقايسه با نتايج شبيه سازي كد MCNPX

Exploring the measuring methods and distribution of neutron flux in the reactor core of Bushehr nuclear power plant using the results of start-up tests and comparison with results of MCNPX code simulation

يكي از پارامترهاي مهم درنيروگاه هاي هسته اي چگونگي توزيع شار نوترون در نقاط مختلف قلب راكتور مي باشد. در نيروگاه بوشهر نحوه توزيع شار نوترون به صورت پيوسته به وسيله پارامترهاي متفاوت نظيرorbit ،Kq ،KV ، axial offset و... در داخل قلب راكتور مانيتور مي گردد. چنانچه توزيع شار نوتروني از محدوده تعريف شده خارج گردد سيگنال تريپ ارسال مي گردد. با توجه به اهميت توزيع شار نوتروني، در اين مقاله ابتدا روش هاي اندازه گيري شار نوتروني در داخل قلب راكتور نيروگاه بوشهر كه به وسيله SPND ها و ION CHAMBER ها اندازه گيري مي گردند، نحوه قرار گيري سنسورها در داخل و خارج قلب، جنس مواد به كار رفته در سنسورها، نحوه پاسخ دهي(تاخيري و آني) و شناسايي عدم تقارن شار نوتروني بررسي مي گردند. همچنين در اين مقاله قلب راكتور نيروگاه بوشهر با كد MCNPX شبيه سازي مي گردد و مقدار پارامترهاي نشان دهنده توزيع شار نوتروني در درون قلب با مقادير به دست آمده در تست هاي راه اندازي نيروگاه بوشهر در توان 100 درصد مقايسه مي گردد كه تطابق بالايي بين داده هاي تجربي و نتايج كد MCNPX مشاهده مي گردد. در انتها نيز مزايا و معايب روش هاي اندازه گيري شار نوتروني با يكديگر مقايسه مي گردند.

The distribution of neutron flux in the reactor core is one of the most important parameters in nuclear power plants which is monitored continuously based on different parameters such as axial offset, KV, Kq, orbit and etc. The trip signal is generated if the distribution of neutron flux exceeds the set-points. Regarding to distribution of neutron flux, methods of neutron flux measures in the reactor core by SPNDs and ION CHAMBER , the sensors distribution in and out of the core , the material of the sensors , response times (prompt and delay) and detection of neutron flux distribution asymmetry are explored in this article. The reactor core is simulated by MCNPX code. The parameters that indicate the distribution of neutron flux in the reactor core are compared with the results of Bushehr nuclear power plant start-up tests in nominal power. The results show a good agreement with the plant data. At the end, the advantages and disadvantages of neutron flux measuring methods are analyzed.