بررسی تغییرات راکتیویته ناشی از نفوذ آب در سایتهای پرتودهی داخلی راکتور mnsr توسط کد محاسباتی mcnp و مقایسه با نتایج تجربی

thesis
abstract

راکتور مینیاتوری چشمه نوترون (mnsr) موجود در پژوهشکده تحقیقات و توسعه راکتورها و شتابدهنده های اصفهان ، یک راکتور تحقیقاتی پیشرفته از نوع تانک استخری آب سبک با قدرت کم (kw3?) و ایمنی ذاتی است که برای انجام کارهای تحقیقاتی، آموزشی و تحلیلی مواد به روش فعالسازی نوترونیnaa مورد استفاده قرار می گیرد. در این راکتور از اورانیم با غنای بسیار بالا به عنوان سوخت و آب طبیعی به عنوان کند کننده ، خنک کننده و نیز حفاظ بیولوژیک استفاده شده است.بازتابنده این راکتور فلز بریلِم است و انتقال حرارت در آن به روش همرفت صورت می گیرد. در این پایان نامه راکتور مینیاتوری چشمه نوترون اصفهان((mnsr با استفاده از کد محاسباتی mcnp شبیه سازی شده و ارزش راکتیویته ناشی از نفوذ آب دراثر یک حادثه در سایت های پرتودهی داخلی این راکتور محاسبه شده است .همچنین ازطریق قرار دادن کپسول های پلی اتیلنی پر از آب در داخل سایت های پرتو دهی داخلی ، تغییرات راکتیویته این راکتور در اثر چنین حادثه ای اندازه گیری شده است ، که نتایج اندازه گیری ها با نتایج محاسبات سازگاری بسیار خوبی را نشان می دهد. در این کار ارزش راکتیویته ناشی از پر شدن یک سایت پرتو دهی داخلی از آب mk 53/0 به دست آمده است و ارزش راکتیویته ناشی از پر شدن تمامی ? سایت داخلی آن5mk/2 تخمین زده می شود.

similar resources

بررسی تغییرات راکتیویته ناشی از نفوذ آب در سایت‌های پرتودهی راکتور MNSR توسط کد MCNP و مقایسه با نتایج تجربی

In this work, the Isfahan Miniature Neutron Source Reactor (MNSR ) has been simulated using the MCNP code, and reactivity worth of flooding the inner irradiation sites of this reactor in an accident has been calculated. Also, by inserting polyethylene capsules containing water inside the inner irradiation sites, reactivity changes of this reactor in same such accident have been measured, the re...

full text

بررسی تغییرات راکتیویته ناشی از نفوذ آب در سایت های پرتودهی راکتور mnsr توسط کد mcnp و مقایسه با نتایج تجربی

در این کار راکتور مینیاتوری چشمه نوترون اصفهان (mnsr) با استفاده از کد محاسباتی mcnp شبیه سازی شده و ارزش راکتیویته ناشی از نفوذ آب دراثر یک حادثه در سایت های پرتودهی داخلی این راکتور محاسبه شده است .همچنین از طریق قرار دادن کپسول های پلی اتیلنی پر از آب در داخل سایت های پرتو دهی داخلی، تغییرات راکتیویته این راکتور در اثر چنین حادثه ای اندازه گیری شده است، که نتایج اندازه گیری ها با نتایج محاسب...

full text

بررسی تغییرات راکتیویته راکتور MNSR اصفهان در اثر تغییر ضخامت لایه برلیوم سقف قلب راکتور با استفاده از کدهای محاسباتی WIMSD و MCNP و مقایسه با نتایج تجربی

In this work, the Isfahan Miniature Neutron Source Reactor (MNSR) is first simulated using the WIMSD code, and its fuel burn-up after 7 years of operation ( when the reactor was revived by adding a 1.5 mm thick beryllium shim plate to the top of its core) and also after 14 years of operation (total operation time of the reactor) is calculated. The reactor is then simulated using the MCNP code,...

full text

بررسی تغییرات راکتیویته راکتور mnsr اصفهان در اثر تغییر ضخامت لایه برلیوم سقف قلب راکتور با استفاده از کدهای محاسباتی wimsd و mcnp و مقایسه با نتایج تجربی

در این کار ابتدا راکتور مینیاتوری چشمه نوترون اصفهان (mnsr) با استفاده از کد محاسباتی wimsd شبیه سازی گردیده و فرسایش سوخت آن پس از 7 سال کار راکتور (زمانی که رآکتور با افزودن یک لایه برلیومی 1.5 میلی متری به بالای قلب آن احیا شده است) و همچنین تا زمان حاضر (14 سال پس از راه اندازی) محاسبه شده است. سپس با در نظر گرفتن سوخت مصرف شده، راکتور توسط کد mcnp شبیه سازی شده و تغییر راکتیویته ناشی از اف...

full text

بررسی تغییرات راکتیویته راکتور mnsr با تغییر لایه بریلیوم سقف قلب راکتور با استفاده از کدهای محاسباتی mcnp و wimsd و مقایسه با نتایج تجربی

راکتورمینیاتوری چشمه نوترون موجود در پژوهشکده تحقیقات و توسعه راکتورها و شتابدهنده های اصفهان راکتور پیشرفته ای از نوع تانک استخری آب سبک با قدرت کم و ایمنی ذاتی است که برای مصارف آموزشی، تحقیقاتی و تحلیل مواد به روش فعال سازی و نوترونی مورد استفاده قرار می گیرد. در این راکتور از اورانیوم با غنای بسیار بالا به عنوان سوخت و آب طبیعی به عنوان کندکننده خنک کننده و نیز حفاظ بیولوژیک استفاده شده است...

15 صفحه اول

بررسی حساسیت سطح مقطع‌های نوترون در کربن و سرب با استفاده از کد محاسباتی MCNP و داده‌های تجربی

از آنجا که مسایل ایمنی در فناوریهای هسته­ای از اهمیت بسزایی برخوردار است، داده­های هسته­ای که در طراحی نوترونیک سیستم‌های هسته‌ای بکار می­روند، بایستی از دقت لازم برخوردار باشند. از اینرو ارزشیابی و بهبود داده­های هسته­ای، همواره مورد توجه بوده است. در این کار هدف بررسی سطح مقطع‌های برهمکنش نوترون با دو ماده کربن و سرب و نهایتاً بهبود این داده­ها می­باشد. با توجه به امکانات موجود در مرکز تحقیقات...

full text

My Resources

Save resource for easier access later

Save to my library Already added to my library

{@ msg_add @}


document type: thesis

وزارت علوم، تحقیقات و فناوری - دانشگاه صنعتی اصفهان - دانشکده فیزیک

Keywords

Hosted on Doprax cloud platform doprax.com

copyright © 2015-2023