محاسبات مصرف سوخت و پارامترهای نوترونیک مربوط به رآکتورهای آب سنگین تحقیقاتی با سوخت اورانیوم- توریوم توسط کد MCNPX

Authors

Abstract:

One of the main characteristics of heavy water research reactors is their high production of plutonium. This work demonstrates the possibility of reduction of plutonium production and other actinides in heavy water research reactors. Among the many ways for reducing plutonium production in a heavy water reactor, in this research, changing the fuel from natural uranium to thorium-uranium mixed fuel was focused. For this purpose, different compositions of thorium-uranium fuel were used in our calculations. Natural uranium oxide was regarded as the reference fuel. Neutronic parameters for each fuel were calculated by MCNPX2.6 code linked to a fuel depletion code (CINDER90). The obtained results indicated that thorium-uranium fuels have some advantages compared to natural uranium fuel. Thorium-Uranium fuels could dramatically reduce plutonium production up to 90% in a year, compare to natural uranium fuels for heavy water moderated reactors. Also, the quality of produced nuclear wastes can be improved significantly compare to natural uranium fuel because they contain less minor actinides.  

Upgrade to premium to download articles

Sign up to access the full text

Already have an account?login

similar resources

محاسبات نوترونیک قلب رآکتور VVER-1000 بوشهر و بررسی ارزش میله کنترل توسط کد MCNPX

In this research, required information to simulate and perform neutronic calculations for Bushehr nuclear power plant using the MCNPX code was provided. The results of the code were verified with at least one of the operational data from the reactor. In this work, by writing and implementing a comprehensive program to solve the equations of statistical distribution, neutron flux was obtained an...

full text

محاسبات نوترونیک قلب رآکتور vver-۱۰۰۰ بوشهر و بررسی ارزش میله کنترل توسط کد mcnpx

در این تحقیق اطلاعات لازم از نیروگاه هسته ای بوشهر جهت انجام شبیه سازی فراهم گردیده و محاسبات نوترونیک آن با کد mcnpx انجام شده است. سپس نتایج حاصل از کد با حداقل یکی از داده های تجربی مربوط به این رآکتور راستی آزمایی شد. در این کار با نوشتن و بکارگیری برنامه­ ای جامع و حل آماری معادله پخش، شار نوترون به دست آمد و سپس با تعیین پارامترهای مختلفی از جمله ضریب تکثیر بی نهایت بر حسب فلوئنس، ارزش می...

full text

طراحی نوترونیک مجتمع جدید سوخت کنترلی ویژه تست سوخت میله‌ای با غنای 5-3% در راکتور تحقیقاتی تهران

هدف از این مطالعه امکان سنجی تابش دهی سوخت میله ای  UO2با غنای 5-3 درصد در راکتور تحقیقاتی تهران و بررسی معیارهای ایمنی از دیدگاه نوترونیک در شرایط بهره برداری راکتور می باشد.  مجتمع سوخت کنترل میله ای دارای 12 میله سوخت به قطر خارجی cm36/1 وگام cm633/1به­صورت 4 3 می باشد. ابتدا به منظور تجزیه و تحلیل ارزش راکتیویته ی مجتمع سوخت میله ای، بارگذاری مجتمع سوخت میله ای با غنای 5-3% به قلب مرجع راکت...

full text

توصیف عملکرد میله‌ی سوخت رآکتورهای VVER-1000 در شرایط بهره برداری و بالاترین میزان مصرف سوخت

هدف این مقاله، توسعه‌ی یک مدل فیزیکی معتبر و در نتیجه یک روش عددی به منظور توصیف پدیده‌هایی است که درون میله‌ی سوخت رآکتور 1000VVER- در طول مدت‌زمان کارکرد آن به‌ویژه در شرایط میزان مصرف بالای سوخت رخ می‌دهد. عملکرد میله­های سوخت به عامل‌های زیادی بستگی دارد؛ هر کدام از این عامل‌ها به‌صورت پیچیده­ای بر عملکرد رآکتور در طی مدت بهره­برداری تأثیر می­گذارد. پیش­بینی دقیق رفتار سوخت امری است ضروری و...

full text

استفاده از روش بسط نودال در محاسبات قلب رآکتورهای با مجتمع سوخت مربعی

بر اساس روش بسط نودال یک برنامه کامپیوتری برای حل معادله‌ی پخش مستقل از زمان در رآکتورهای با مجتمع سوخت مربعی بسط داده شده است. در این مقاله به نحوه‌ی محاسبه‌ی ضریب تکثیر مؤثر، شار در گروه‌های مختلف و توزیع قدرت با استفاده از روش بسط نودال پرداخته شده است. پس از مختصر توضیحی درباره‌ی روش‌های محاسباتی تفاضل محدود و اجزای محدود، از مقایسه نتایج آن‌ها با روش بسط نود...

full text

محاسبات نوترونیک وابسته به زمان و مکان با استفاده از کد مونت‌کارلوی TDMC

بر اساس روش مونت کارلو، رفتار وابسته به زمان رآکتورهای شکافت شبیه‌سازی شده و کدی با عنوان TDMC برای حساب کردن پارامترهای نوترونی توسعه داده شده است. پارامترهایی مانند رآکتیویته، طول عمر نوترون، توزیع مکانی شار و قدرت سیستم با احتساب چندین گروه نوترون تأخیری بصورت تابعی از زمان قابل حساب کردن با این کد می‌باشند. امکان تغییر در ترکیب مواد و مرزهای سیستم بصورت تابعی از زمان، از قابلیت‌های این کد ا...

full text

My Resources

Save resource for easier access later

Save to my library Already added to my library

{@ msg_add @}


Journal title

volume 5  issue 4

pages  25- 34

publication date 2017-12

By following a journal you will be notified via email when a new issue of this journal is published.

Keywords

No Keywords

Hosted on Doprax cloud platform doprax.com

copyright © 2015-2023