محاسبه پارامترهای قلب راکتور با سوخت های ترکیبی و مقایسه اثرات ناخالصی آنها با کد mcnp
پایان نامه
- دانشگاه آزاد اسلامی - دانشگاه آزاد اسلامی واحد تهران مرکزی - دانشکده علوم پایه
- نویسنده امیرحسین مومنی
- استاد راهنما محسن شایسته حسین مهربان
- تعداد صفحات: ۱۵ صفحه ی اول
- سال انتشار 1391
چکیده
اگر به واپاشی توریوم در اثر دریافت نوترون نگاه کنیم، متوجه تولید اورانیوم-233 می شویم که از نقطه نظر قانون منع تکثیر سلاح های هسته ای در مقایسه با پلوتونیوم دارای ارجحیت است، زیرا توریوم همراه با اورانیوم-233 است که یک ایزوتوپ با رادیو اکتیویته بالا است که دارای تابش پرتوهای گاما است که کار کردن و استفاده انحرافی از آن را مشکل می کند. مزیت دیگر آن این است که با افزودن مقداری اورانیوم-238 به توریوم طبیعی می توان اورانیوم-233 را تقلیب کرد که سبب اسمبلی بحرانی با سوخت به وجود آمده را منتفی می کند. با استفاده از سوخت های ترکیبی می توان رادیواکتیویته اضافی به سوخت را مهار کرد. در این نوشته ابتدا قلب راکتور با استفاده از کد mcnp بر پایه سوخت های ترکیبی شبیه سازی شده است و همچنین اثرات این سوخت ها روی برخی پارامترهای راکتور بررسی شده است. نتیجه مهمی که از این مباحث می توان گرفت این است که کاهش ضریب تکثیر، بهره برداری از سوخت های ترکیبی را محدود نمی کند، آسیب های پرتویی وارد بر میله های سوخت در اثر سوختگی زیاد و خراب شدن آن ها ، استفاده از آن را محدود می کند. در بخش پایانی نیز تاثیر ناخالصی های موجود در سوخت بر روی ضریب تکثیر موثر بررسی شده است.
منابع مشابه
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 ...
متن کاملمحاسبه 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 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...
متن کاملمحاسبه 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...
متن کاملمحاسبات نوترونیک قلب راکتور vver-1000 بوشهر توسط کد mcnp
یکی از موارد مهم در طراحی راکتور های هسته ای، لحاظ کردن فاکتور های ایمنی در آنها می باشد. از جمله مهمترین این فاکتورها، کنترل توان راکتور و خاموش سازی آن در هنگام وقوع حادثه است که میله های کنترل نقش بسیار موثری در این زمینه دارند. باتوجه به پیشرفت روز به روز کدها ی هسته ای، استفاده از کد mcnp به عنوان یک کد پیشرفته باعث هر چه واقعی تر شدن نتایج حاصل از شیبه سازی می شود. در این تحقیق اطلاعات لا...
15 صفحه اولبررسی 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...
متن کاملبررسی 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,...
متن کاملمنابع من
با ذخیره ی این منبع در منابع من، دسترسی به آن را برای استفاده های بعدی آسان تر کنید
ذخیره در منابع من قبلا به منابع من ذحیره شده{@ msg_add @}
نوع سند: پایان نامه
دانشگاه آزاد اسلامی - دانشگاه آزاد اسلامی واحد تهران مرکزی - دانشکده علوم پایه
کلمات کلیدی
میزبانی شده توسط پلتفرم ابری doprax.com
copyright © 2015-2023