محاسبات مصرف سوخت راکتور چشمه نوترون مینیاتوری ایران (mnsr) در دوحالت heu و leu با استفاده از کد origen
thesis
- وزارت علوم، تحقیقات و فناوری - دانشگاه اصفهان - دانشکده علوم
- author حامد خدادادی چمگردانی
- adviser بهزاد تیموری سیچانی
- Number of pages: First 15 pages
- publication year 1390
abstract
در این تحقیق امکان سنجی تبدیل سوخت راکتور چشمه نوترون مینیاتوری (mnsr) به حالت leu انجام شده است. شبیه سازی دقیق اجزای اصلی راکتور با استفاده از کد mcnp5، امکان محاسبه ی ضریب تکثیر موثر را ایجاد نموده است. امکان جایگزینی سوخت heu با سوخت جدید leu با استفاده از کدهایorigen2.1 و mcnp5 مورد مطالعه و بررسی قرار گرفته است. نرم افزار matlab7.8به منظور تخمین طول عمر قلب راکتور در حالت leu، نتایج کد origen2.1 را به فرمت قابل قبول برای کد mcnp5 تبدیل نمود. پارامترهای مصرف سوخت از قبیل رادیواکتیویته، قدرت حرارتی آزاد شده ناشی از واپاشی ایزوتوپ های ناپایدار، و خطرات سمومیت تابشی و شیمیایی در پایان سیکل کاری و همچنین برای یک میلیون سال پس از خاموشی راکتور در هر دو حالت heu و leu مورد بررسی قرار گرفته است.
similar resources
محاسبات قلب راکتورهای ads با چشمه نوترون حاصل از فرآیند تلاشی با استفاده از کد mcnp
در این کار در اولین بخش از چهار عنصر سنگین شامل: سرب ،جیوه، تانتالیم و تنگستن بعنوان ماده هدف در فرآیند تلاشی در یک راکتور adsاستفاده شد و با کمک مدل آبشار درون هسته ای bertini (inc- bertini)، محاسبات مربوط به فرآیند تلاشی ماده هدف برای پروتون هایی در بازه انرژی بین 115mev تا5gev انجام شد. طبق نتایج بدست آمده از این مدل برای این چهار عنصر سنگین، تنگستن بیشترین تعداد نوترون را تولید می کند و بعن...
15 صفحه اولمحاسبات 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 textبررسی 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 textمحاسبه‌ی 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 textمحاسبات دز نوترون در حادثه بحرانیت JCO در Tokaimura با کد MCNPX
Recognizing the accident and estimating absorbed doses at the incident time, is one of the requirements for radiation safety. The aim of this paper is designing a model for assessment of nuclear criticality effectiveness in non-reactor units and evaluation of the effect of variation of distances on dose rate and neutron energy spectrum. In this study neutron dose-rate was simulated between 0.5m...
full textMy Resources
document type: thesis
وزارت علوم، تحقیقات و فناوری - دانشگاه اصفهان - دانشکده علوم
Keywords
Hosted on Doprax cloud platform doprax.com
copyright © 2015-2023