عنوان مقاله :
محاسبات مصرف سوخت و پارامترهاي نوترونيك مربوط به رآكتورهاي آب سنگين تحقيقاتي با سوخت اورانيوم- توريوم توسط كد MCNPX
عنوان به زبان ديگر :
Burn up and neutronic evaluation of thorium-uranium fuel in heavy water research reactors using MCNPX code
پديد آورندگان :
شامرادي فر، هادي دانشگاه پيام نور - گروه فيزيك , تيموري، بهزاد سازمان انرژي اتمي - شركت سوخت راكتورهاي هسته اي , شيراني، احمد دانشگاه صنعتي اصفهان - دانشكده فيزيك , پرورش، پرويز دانشگاه پيام نور - گروه فيزيك , محمدي، سعيد دانشگاه پيام نور - گروه فيزيك
كليدواژه :
رآكتور آب سنگين , پارامترهاي نوترونيك , مصرف سوخت , مينور اكتينيدها , مونت كارلو
چكيده فارسي :
يكي از مهمترين مشخصه هاي رآكتورهاي آب سنگين، توليد مقدار زياد پلوتونيوم در اين نوع رآكتورها ميباشد. اين تحقيق امكان سنجي كاهش توليد پلوتونيوم و ديگر اكتينيدها در يك رآكتور آب سنگين تحقيقاتي را توضيح مي دهد. در ميان روش هاي متعددي كه براي كاهش توليد پلوتونيوم در رآكتورهاي آب سنگين وجود دارد، در اين تحقيق تمركز بر تغيير سوخت از اورانيوم طبيعي به تركيب اورانيوم– توريوم مي باشد. لذا به اين منظور تركيبات مختلفي از سوخت اورانيوم- توريوم در محاسبات استفاده شد. سوخت اورانيوم طبيعي به عنوان سوخت مرجع بهمنظور مقايسه پارامترهاي نوترونيك در رآكتور در نظر گرفته شده است. پارامترهاي نوترونيك مربوط به هر سوخت توسط كد محاسباتي MCNPX2.6 محاسبه شده اند. نتايج محاسبات نشان مي دهند كه سوخت هاي اورانيوم– توريوم بر سوخت هاي اورانيومي برتري دارند به طوري كه استفاده از سوخت هاي اورانيوم– توريوم در يك رآكتور آب سنگين به مقدار قابل توجهي(تا حدود 90 درصد) توليد پلوتونيوم239 را در يك سال كار رآكتور، نسبت به يك رآكتور آب سنگين با سوخت اورانيوم طبيعي كاهش ميدهد. همچنين كيفيت پسمان هاي هسته اي توليدي با توجه به اينكه شامل مينور اكتينيدهاي كمتري نسبت به سوخت اورانيوم طبيعي هستند، بهبود قابل توجهي مييابند.
چكيده لاتين :
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.
عنوان نشريه :
سنجش و ايمني پرتو
عنوان نشريه :
سنجش و ايمني پرتو