SARAPAN-A Simulated-Annealing-Based Tool to Generate Random Patterned-Channel-Age in CANDU Fuel Management Analyses

Doddy Kastanya

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자료유형: 학술저널

저자정보: Doddy Kastanya

저널정보: 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Nuclear Engineering and Technology 제49권 제1호

발행연도: 2017.1

수록면: 267 - 276 (10page)

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In any reactor physics analysis, the instantaneous power distribution in the core can becalculated when the actual bundle-wise burnup distribution is known. Considering the factthat CANDU (Canada Deuterium Uranium) utilizes on-power refueling to compensate forthe reduction of reactivity due to fuel burnup, in the CANDU fuel management analysis,snapshots of power and burnup distributions can be obtained by simulating and trackingthe reactor operation over an extended period using various tools such as the *SIMULATEmodule of the Reactor Fueling Simulation Program (RFSP) code. However, for some studies,such as an evaluation of a conceptual design of a next-generation CANDU reactor, thepreferred approach to obtain a snapshot of the power distribution in the core is based onthe patterned-channel-age model implemented in the *INSTANTAN module of the RFSPcode. The objective of this approach is to obtain a representative snapshot of core conditionsquickly. At present, such patterns could be generated by using a program calledRANDIS, which is implemented within the *INSTANTAN module. In this work, we presentan alternative approach to derive the patterned-channel-age model where a simulatedannealing-based algorithm is used to find such patterns, which produce reasonablepower distributions.

#CANDU #Fuel Management #RFSP Code #Simulated Annealing

참고문헌 (12)

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A. H. Fadaei / 2008 / LONSA as a tool for loading pattern optimization for VVER-1000 using synergy of a neural network and simulated annealing / Ann. Nucl. Energy 35 : 1968 ~

B. R. Moore / 1999 / FORMOSA-B : a boiling water reactor in-core fuel management optimization package / Nucl. Technol 126 : 153 ~ 169

B. Rouben / 2002 / RFSP-IST, the industry standard tool computer program for CANDU reactor core design and analysis / Proceedings of the 13th Pacific Basin Nuclear Conference

D. J. Kropaczek / 1991 / In-core nuclear fuel management optimization for pressurized water reactor utilizing simulated annealing / Nucl. Technol 95 : 9 ~ 32

H. Choi / 2005 / Benchmarking MCNP and WIMS/RFSP against measurement datadI: deuterium critical assembly / Nucl. Sci. Eng 146 : 188 ~ 199

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주요연구분야 공학 > 재료·에너지공학 > 원자력공학

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