محاسبه پارامترهای سینتیکی راکتور تحقیقاتی تهران با استفاده از کد MCNPX و مقایسه نتایج آن با روش اختلال و مرجع

author

Abstract:

در این پژوهش از روش (1/v Poisoning Method ) یا روش اختلال برای محاسبه پارامترهای سینتیکی راکتور تحقیقاتی تهران مانند ضریب تکثیر مؤثر (Keff)، کسر موثر نوترون‌های تأخیری eff)β(، عمر نوترون (ℓ) استفاده شده است. هدف از این پژوهش این است که میزان خطای به وجود آمده در مقادیر این پارامتر ها مخصوصأ عمر نوترون(ℓ) که ابتدا توسط کد MCNPX محاسبه شده است کاهش یافته و عدد منطقی تری به دست آورده شود. اساس کار به این صورت است که ابتدا پارامترهای سینتیکی راکتور در غنای %20 که هم اکنون راکتور تهران با این غنا کار می‌کند محاسبه شده و ضریب تکثیر مؤثر (Keff)، کسر موثر نوترون‌های تأخیریeff)β( و عمر نوترون (ℓ) به دست آمده است. سپس مقداری سم که همان بور است به راکتور تزریق شده و دوباره مقدار این پارامترها محاسبه شده است و در آخر مقدار این پارامترهای سینتیکی محاسبه شده در هر دوحالت قبل و بعد از تزریق سم مخصوصأ عمر نوترون (ℓ) با مقدار آنها در مرجع راکتور تهران (FSAR) مقایسه شده است. مقایسه داده های به دست آمده نشان می دهد که مقدار خطای این پارامترها مخصوصأ عمر نوترون(ℓ) در حالت بعد از تزریق سم کاهش یافته و مقدار آنها به مقدار موجود در مرجع راکتور تهران نزدیک تر شده است.

Upgrade to premium to download articles

Sign up to access the full text

Already have an account?login

similar resources

محاسبه پارامترهای سینتیکی راکتور تحقیقاتی تهران با استفاده از کد mcnpx و مقایسه نتایج آن با روش اختلال و مرجع

در این پژوهش از روش (1/v poisoning method ) یا روش اختلال برای محاسبه پارامترهای سینتیکی راکتور تحقیقاتی تهران مانند ضریب تکثیر مؤثر (keff)، کسر موثر نوترون های تأخیری eff)β(، عمر نوترون (ℓ) استفاده شده است. هدف از این پژوهش این است که میزان خطای به وجود آمده در مقادیر این پارامتر ها مخصوصأ عمر نوترون(ℓ) که ابتدا توسط کد mcnpx محاسبه شده است کاهش یافته و عدد منطقی تری به دست آورده شود. اساس کار...

full text

مقایسه تأثیر وضعیت طاق باز و دمر بر وضعیت تنفسی نوزادان نارس مبتلا به سندرم دیسترس تنفسی حاد تحت درمان با پروتکل Insure

کچ ی هد پ ی ش مز ی هن ه و فد : ساسا د مردنس رد نامرد ي سفنت سرتس ي ظنت نادازون داح ي سکا لدابت م ي و نژ د ي سکا ي د هدوب نبرک تسا طسوت هک کبس اـه ي ناـمرد ي فلتخم ي هلمجزا لکتورپ INSURE ماجنا م ي دوش ا اذل . ي هعلاطم ن فدهاب اقم ي هس عضو ي ت اه ي ندب ي عضو رب رمد و زاب قاط ي سفنت ت ي هـب لاتـبم سراـن نادازون ردنس د م ي سفنت سرتس ي لکتورپ اب نامرد تحت داح INSURE ماجنا درگ ...

full text

محاسبه‌ی پارامترهای نوترونی و سینتیکی راکتور مینیاتوری اصفهان (MNSR) با استفاده از روش مونت کارلو و مقایسه نتایج با مقادیر مرجع (SAR)

یکی از پارامترهای اصلی در تمام راکتور‌های هسته‌ای، پارامترهای نوترونی و سینتیکی می باشند که نقش بسیار مهمی در تجزیه و تحلیل رفتار دینامیکی راکتورها دارند. برخی از این پارامترها شامل: ضریب تکثیر موثر، راکتیویته، توزیع شار نوترون، کسر مؤثر نوترون‌های تأخیری و ‌زمان متوسط تولید نوترون می باشد. بنابراین در این تحقیق سعی شده است پارامترهای نوترونی و سینتیکی راکتور MNSR با استفاده از روش های برازش شی...

full text

محاسبه طیف و شار نوترونی در سه بیم‌تیوب‌ شمالی راکتور تحقیقاتی تهران برای استفاده در نوترون‌تراپی با بور با کد محاسباتی مونت کارلو

In order to investigate the possibility of using the T.R.R beam tubes in BNCT, it is necessary to select the best one from three north beam tubes. This beam tube should have more flux and better spectrum compared to others. So, after simulation of the last configuration of reactor’s core (NO.55) by MCNP4C code, the neutron flux and spectrum were calculated at the start, middle, and end of each ...

full text

بررسی و محاسبه آنالیز حساسیت پارامترهای سینتیکی در راکتور تحقیقاتی تهران

هدف از این تحقیق، محاسبه آنالیز حساسیت پارامترهای سینتیکی راکتور تحقیقاتی تهران با استفاده از شبیه سازی مونت کارلو است. پارامترهای سینتیکی شامل، کسر نوترون های تأخیری (?) و زمان متوسط تولید نوترون میباشند. محاسبه دقیق این پارامترها برای عملکرد ایمنی و کنترل راکتورها بسیار مهم است و اهمیت به سزایی در تجزیه و تحلیل دینامیکی سیستم دارد. به طور کلی روش منحصر بفردی برای محاسبه پارامترهای سینتیکی وجو...

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

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 f...

full text

My Resources

Save resource for easier access later

Save to my library Already added to my library

{@ msg_add @}


Journal title

volume 3  issue 1

pages  1- 7

publication date 2016-03-20

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

Hosted on Doprax cloud platform doprax.com

copyright © 2015-2023