محاسبات قلب راکتورهای ads با چشمه نوترون حاصل از فرآیند تلاشی با استفاده از کد mcnp

thesis
abstract

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 بعنوان هدف تلاشی برای محاسبات بعدی انتخاب شد. در دومین بخش حساسیت پارامتر های نوترونی قلب یک راکتورads را نسبت به تغییر بعضی از پارامتر های شتاب دهنده شامل: beam profile, proton energy بررسی شد. در این تحقیق از راکتورtriga rc1 بعنوان یک راکتور ads کوچک تحقیقاتی استفاده شد. همچنین برای محاسبه پارامتر های نوترونی قلب راکتور شامل: g, g_0, y_(n/p), m, p_max/p_ave (radial and axial) از کد mcnpx استفاده شد. تغییر در انرژی پروتون ها از 115 تا 1400mev باعث افزایش relative difference% کمیت های gو y_(n/p) بترتیب به مقدار289.99% و 5199.15% و همچنین کاهش relative difference% در جریان باریکه پروتونی( ( i_p و توان شتاب دهنده p_acc) ) به ترتیب بمقدار 99.81%و75.66% شد. علاوه بر این استفاده از توزیع گاوسی به جای توزیع یکنواخت در beam profile شتاب دهنده باعث شد که relative difference% برای کمیت های g, m , y_(n/p) بترتیب به مقدار 5.56% 5.55% ,4.9% , افزایش یابد و جریان باریکه پروتونی( ( i_p در شتاب دهنده به مقدار10.71% کاهش یابد. بنابراین بررسی حساسیت پارامتر های نوترونی قلب راکتور نسبت به تغییر برخی از پارامتر های شتاب دهنده، در طراحی یک راکتورads اهمیت دارد زیرا با در نظر گرفتن این بررسی ها، می توان با یک شتاب دهنده با حداقل توان و جریان ممکن بیشترین بهره وری را در قلب راکتور به همراه داشته باشیم. بررسی این موضوع از این نظر دارای اهمیت است که ساخت شتاب دهنده از لحاظ فنی مشکل و از لحاظ اقتصادی نیز گران است.

First 15 pages

Signup for downloading 15 first pages

Already have an account?login

similar resources

بررسی ایمنی و دز دریافتی کارکنان آزمایشگاه نوترون دانشگاه صنعتی امیرکبیر با استفاده از کد MCNP

Nuclear radiation protection and safety is one of the most important principles needed to consider in nuclear labs. At this article, Dr. Shahriari Nuclear Laboratory, was selected as a case study for investigation of total absorbed dose at the different points of the lab to determine the safe or hazardous points in it, according to nuclear radiations safety rules. Therefore, the environment of ...

full text

طراحی چشمه پروتون جهت درمان تومورهای چشمی و محاسبات دوزیمتری با استفاده از کد mcnp

در این پایان نامه، شبیه سازی درمان ملانومای چشم با استفاده از پرتو پروتون، به عنوان یک روش درمانی مطلوب بررسی شده است؛ به همین منظور ابتدا با استفاده از پرتوهای تک انرژی پروتون، محدود? انرژی مورد نیاز جهت درمان یک تومور چشمی محاسبه شده و با توجه به نتایج محاسبات دوزیمتری، به نحو? ساختن sobp به روش ماتریسی پرداخته شده است؛ سپس شبیه سازی و تحلیل یک نازل پروتونی، جهت آماده سازی پرتو اولیه با انرژی...

بررسی ایمنی و دز دریافتی کارکنان آزمایشگاه نوترون دانشگاه صنعتی امیرکبیر با استفاده از کد mcnp

یکی از اصولی ترین و اساسی ترین ویژگی آزمایشگاه های هسته ای که باید مورد توجه قرار بگیرد، ایمنی پرتو ها و ملاحظات مربوط به فیزیک بهداشت است. در این مقاله، با بررسی موردی یک آزمایشگاه تحقیقاتی فعال در حوزۀ مطالعات هسته ای واقع در دانشگاه صنعتی امیرکبیر، بر آن شدیم تا با تعیین میزان نرخ دز جذبی در نواحی مختلف آزمایشگاه، نواحی پرخطر یا امن آن را شناسایی کنیم و طبق معیار های استاندارد فیزیک بهداشت و...

full text

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

انجام محاسبات مرجع برای قلب راکتور hwzr با استفاده از کد mcnp

کد mcnp4c که بر اساس تقریب احتمالات بنا شده است، برای مدل کردن پیکربندی سه بعدی قلب راکتور آب سنگین صفر قدرت اصفهان به کار گرفته شد. در این محاسبات ابتدا کلیه اجزای قلب نظیر میله های سوخت، کندکننده آب سنگین و بازتابنده گرافیتی با استفاه از کد mcnp4c شبیه سازی شد. در شبیه سازی راکتور، برای جلوگیری از پیچیده شدن هندسه، برخی ساده سازی ها انجام گردید. البته این ساده سازی ها در روند محاسبات تأثیری ن...

15 صفحه اول

شبیه‌سازی حفاظی چندلایه برای یک چشمه استوانه‌ای 241Am-Beبه‌منظور کاهش هرچه بیشتر دز معادل نوترون با استفاده از کد MCNP5

In order to simulate neutron shields, MCNP5 calculation code was used and three types of homogeneous and separated shield multilayer arrangement, irradiated with 241Am-Be neutron sources were investigated. In these shields, the polyethylene (C2H4) and polystyrene (C8H8) were used as moderator material, and the boron carbide (B4C), as a thermal neutron absorber material and stainless steel as a ...

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 بیرجند - دانشکده علوم پایه

Hosted on Doprax cloud platform doprax.com

copyright © 2015-2023