این سایت در حال حاضر پشتیبانی نمی شود و امکان دارد داده های نشریات بروز نباشند
سنجش و ایمنی پرتو، جلد ۶، شماره ۴، صفحات ۲۵-۳۴
عنوان فارسی محاسبات مصرف سوخت و پارامترهای نوترونیک مربوط به رآکتورهای آب سنگین تحقیقاتی با سوخت اورانیوم- توریوم توسط کد MCNPX
چکیده فارسی مقاله یکی از مهم­ترین مشخصه‌های رآکتورهای آب سنگین، تولید مقدار زیاد پلوتونیوم در این نوع رآکتور‌ها می‌باشد. این تحقیق امکان سنجی کاهش تولید پلوتونیوم و دیگر اکتینید‌ها در یک رآکتور آب سنگین تحقیقاتی را توضیح می‌دهد. در میان روش‌های متعددی که برای کاهش تولید پلوتونیوم در رآکتورهای آب سنگین وجود دارد، در این تحقیق تمرکز بر تغییر سوخت از اورانیوم طبیعی به ترکیب اورانیوم– توریوم می‌باشد. لذا به این منظور ترکیبات مختلفی از سوخت اورانیوم- توریوم در محاسبات استفاده شد. سوخت اورانیوم طبیعی به­ عنوان سوخت مرجع به­منظور مقایسه پارامترهای نوترونیک در رآکتور در نظر گرفته شده است. پارامترهای نوترونیک مربوط به هر سوخت توسط کد محاسباتی MCNPX2.6 محاسبه شده اند. نتایج محاسبات نشان می‌دهند که سوخت‌های اورانیوم– توریوم بر سوخت‌های اورانیومی برتری دارند به طوری که استفاده از سوخت‌های اورانیوم– توریوم در یک رآکتور آب سنگین به مقدار قابل توجهی(تا حدود 90 درصد) تولید پلوتونیوم239 را در یک سال کار رآکتور، نسبت به یک رآکتور آب سنگین با سوخت اورانیوم طبیعی کاهش می‌دهد. همچنین کیفیت پسمان‌های هسته‌ای تولیدی با توجه به اینکه شامل مینور اکتینید‌های کم­تری نسبت به سوخت اورانیوم طبیعی هستند، بهبود قابل­ توجهی می‌یابند.
کلیدواژه‌های فارسی مقاله رآکتور آب سنگین، پارامترهای نوترونیک، مصرف سوخت، مینور اکتینیدها، مونت کارلو،
عنوان انگلیسی Burn up and neutronic evaluation of thorium-uranium fuel in heavy water research reactors using MCNPX code
چکیده انگلیسی مقاله 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 fuel was focused. For this purpose, different compositions of thorium-uranium fuel were used in our calculations. Natural uranium oxide was regarded as the reference fuel. Neutronic parameters for each fuel were calculated by MCNPX2.6 code linked to a fuel depletion code (CINDER90). The obtained results indicated that thorium-uranium fuels have some advantages compared to natural uranium fuel. Thorium-Uranium fuels could dramatically reduce plutonium production up to 90% in a year, compare to natural uranium fuels for heavy water moderated reactors. Also, the quality of produced nuclear wastes can be improved significantly compare to natural uranium fuel because they contain less minor actinides.
کلیدواژه‌های انگلیسی مقاله رآکتور آب سنگین, پارامترهای نوترونیک, مصرف سوخت, مینور اکتینیدها, مونت کارلو
نویسندگان مقاله هادی شامرادی فر |
دانشگاه پیام نور تهران

بهزاد تیموری |
انرژی اتمی ایران

احمد شیرانی |
دانشگاه صنعتی اصفهان

پرویز پرورش |
دانشگاه پیام نور تهران

سعید محمدی |
دانشگاه پیام نور تهران

نشانی اینترنتی https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112229_5b30cb8bc6c8a718e36491dd6a20124a.pdf
فایل مقاله فایلی برای مقاله ذخیره نشده است
کد مقاله (doi)
زبان مقاله منتشر شده fa
موضوعات مقاله منتشر شده
نوع مقاله منتشر شده
برگشت به: صفحه اول پایگاه   |   نسخه مرتبط   |   نشریه مرتبط   |   فهرست نشریات