Hiệu suất của thuật toán di truyền với các kỹ thuật chọn lọc cải tiến cho bài toán tối ưu hóa thay đảo nhiên liệu của Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt nạp tải nhiên liệu HEU

Bài viết Hiệu suất của thuật toán di truyền với các kỹ thuật chọn lọc cải tiến cho bài toán tối ưu hóa thay đảo nhiên liệu của Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt nạp tải nhiên liệu HEU nghiên cứu hiệu suất của thuật toán di truyền (GA) với các kỹ thuật chọn lọc cải tiến, Tournament và Roulette Wheel, áp dụng cho bài toán quản lý nhiên liệu vùng hoạt của lò phản ứng hạt nhân nghiên cứu Đà Lạt (DNRR). Các tính toán được thực hiện dựa trên vùng hoạt lò DNRR nạp tải 100 bó nhiên liệu HEU.
Nội dung trích xuất từ tài liệu:
Hiệu suất của thuật toán di truyền với các kỹ thuật chọn lọc cải tiến cho bài toán tối ưu hóa thay đảo nhiên liệu của Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt nạp tải nhiên liệu HEU Tiểu ban A: Lò phản ứng, Điện hạt nhân và Đào tạo nguồn nhân lực Section A: Nuclear reactor, Nuclear power and Human resource training HIỆU SUẤT CỦA THUẬT TOÁN DI TRUYỀN VỚI CÁC KỸ THUẬT CHỌN LỌC CẢI TIẾN CHO BÀI TOÁN TỐI ƯU HÓA THAY ĐẢO NHIÊN LIỆU CỦA LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN ĐÀ LẠT NẠP TẢI NHIÊN LIỆU HEU PERFORMANCE OF GENETIC ALGORITHM WITH IMPROVED SELECTION TECHNIQUES FOR FUEL LOADING OPTIMIZATION OF THE DNRR WITH HEU FUEL GIANG T.T. PHAN1,2, HOAI-NAM TRAN1,2, QUANG BINH DO3 1 Institute of Fundamental and Applied Sciences, Duy Tan University, HCMC, Vietnam 2 Faculty of Natural Sciences, Duy Tan University, Da Nang, Viet Nam 3 Saigon University, 273 An Duong Vuong Street, District 5, HCMC, Vietnam Email: phantthuygiang@duytan.edu.vn Tóm tắt: Bài báo này nghiên cứu hiệu suất của thuật toán di truyền (GA) với các kỹ thuật chọn lọc cải tiến, Tournament và Roulette Wheel, áp dụng cho bài toán quản lý nhiên liệu vùng hoạt của lò phản ứng hạt nhân nghiên cứu Đà Lạt (DNRR). Các tính toán được thực hiện dựa trên vùng hoạt lò DNRR nạp tải 100 bó nhiên liệu HEU. Hàm tối ưu fitness được chọn để cực đại hóa hệ số keff và cực tiểu hóa hệ số công suất đỉnh PPF. Kết quả cho thấy kỹ thuật chọn lọc Tournament hiệu quả hơn Roulette Wheel trong bài toán ICFM của lò DNRR. Các cấu hình vùng hoạt tối ưu thu được bằng các phương pháp GA cải tiến có giá trị keff lớn hơn khoảng 495-513 pcm và PPF thấp hơn khoảng 4,0% so với vùng hoạt tham chiếu. Từ khóa: Thuật toán di truyền, Tournament, Roulette Wheel, tối ưu hóa thay đảo nhiên liệu, lò phản ứng hạt nhân. Abstract: This paper investigates the performance of genetic algorithm (GA) with improved selection techniques, i.e. Tournament and Roulette Wheel, applied in in-core fuel management of the Dalat nuclear research reactor (DNRR). Numerical calculations have been performed based on the DNRR core with 100 HEU fuel bundles. The optimal fitness function was chosen to maximize the keff and minimize the power peaking factor. The results show that the Tournament selection is advantageous over the Roulette Wheel selection in the ICFM problem of the DNRR. The optimal core configurations obtained with the improved GA methods have the keff values greater by about 495–513 pcm, and the PPF lower by about 4.0% compared to the reference core. Keywords: Genetic algorithm, Tournament, Roulette Wheel, fuel reloading optimization, nuclear reactor. 1. INTRODUCTION In-core fuel management (ICFM) is to determine optimal fuel loading patterns of fresh and spent fuel bundles in the core to maximize fuel utilization while satisfying operational and safety constraints. This is a multi-objective problem with two main objectives are typically considered: (1) maximization of fuel cycle length and (2) minimization of power peaking factor. Ordinarily, a fitness function is used to combine these objectives in the optimization process. Various meta-heuristic approaches have been contributed to solving the ICFM problem, such as Simulated Annealing [1], Genetic Algorithm [2-3], Particle Swarm Optimization [4], Differential Evolution [5], and so on. Genetic Algorithm (GA), initially developed by Holland, is among the meta-heuristic search algorithms based on Darwin’s principle of the natural selection and evolution of the population [6]. The GA searching process implements into three steps: selection of parents (selection), reproduction on the selected parents (crossover), and generation of some random changes to maintain the diversity of the following population (mutation). GA ordinarily was designed to simulate natural adaptive behavior to solve the traveling salesman problem [6], a combinatorial optimization problem. Taking into account the advantage of GA in a combinatorial optimization problem, the GA applications to design the safe and efficient fuel loading pattern have been studied [2,3,7]. However, the serious consideration of feature selection has not been paid attention enough. Selection technique is a critical step in GA, allowing the search process to escape from a local optimum. Several selection approaches are available for selecting the parents, such as: Roulette Wheel, Tournament, Rank- based, Elitism selection techniques [8]. Many studies have been reported to address this issue, and the results showed that no single selection approach was superior to the others in general [9-11]. Thus, the choice of selection method primarily depends on a specific problem. This paper investigates the performance of the Tournament and Roulette Wheel selection techniques deployed in the GA for the ICFM problem. Numerical calculations have been conducted based on the DNRR core with 100 HEU fuel bundles. 31 Tuyển tập báo cáo Hội nghị Khoa học và Công nghệ hạt nhân toàn quốc lần thứ 14 Proceedings of Vietnam conference on nuclear science and technology VINANST-14 2. PROBLEM AND METHODOLOGY 2.1. LP optimization problem Figure 1: (a) The reference core configuration of the DNRR loaded with 100 HEU FBs, each hexagonal block shows the identification number of the FB (upper) and the burnup level in percent loss of 235U (lower), and (b) the radial power distribution of the reference core [5] The DNRR research reactor is a 500 kW pool-type research reactor using Russian VVR-M2 fuel type. The reactor core consists of 121 hexagonal cells for loading fuel bundles (FBs), control rods, irradiation channels, and beryllium blocks. A neutron trap is located at t ...