محاسبه‌ی پارامترهای نوترونی و سینتیکی راکتور مینیاتوری اصفهان (MNSR) با استفاده از روش مونت کارلو و مقایسه نتایج با مقادیر مرجع (SAR)

نوع مقاله: مقاله پژوهشی

نویسندگان

1 Department of Nuclear Engineering, Islamic Azad University Science & Research Bosher Branch, Bosher-Iran

2 انرژی اتمی ایران

3 Radiation Application Department, Nuclear Engineering Faculty, Shahid Beheshti University, Tehran-Iran

چکیده

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 شیب، اختلال و کد MCNPX محاسبه و آنالیز گردد. نتایج محاسبات نشان می‌دهد که اختلاف نسبی پارامترهای راکتیویته‌ی و کسر مؤثر نوترون‌های تأخیری از طریق کد MCNPX با مقادیر مرجع به ترتیب حدودا %5/0 و ‌%1/2می‌باشند. همچنین اختلاف نسبی پارامتر زمان متوسط تولید نوترون با استفاده از روش های برازش شیب و اختلال نسبت به مقدار مرجع به ترتیب حدودا 5%، 5/9% و 5/8% می باشند. بنابراین نتایج این تحقیق نشان می دهد که استفاده از کد MCNPX برای محاسبه پارامترهای نوترونی و کسر مؤثر نوترون‌های تأخیری مناسب می باشد در حالیکه روش اختلال یک روش ساده و مناسب جهت محاسبه پارامتر زمان متوسط تولید نوترون است.

کلیدواژه‌ها


عنوان مقاله [English]

Calculation of neutronic and kinetic parameters in Isfahan Miniature Neutron Source Reactor using Monte Carlo method and comparison with the results SAR

نویسندگان [English]

  • M. Ghaed 1
  • Mostafa Hasanzadeh 2
  • S.A.H. Feghhi 3
چکیده [English]

Kinetic and neutronic parameters have an important role in reactors dynamic behavior analysis. Some of these parameters in nuclear reactors are such as effective multiplication factor (keff), reactivity (ρ), neutron flux as well as power spatial distributions, effective delayed neutron fraction (βeff) and prompt neutron lifetime (Lp). In the current work, analysis and calculation of the kinetic and neutronic parameters are performed using MCNPX code, slope fit and perturbation methods in Isfahan Miniature Neutron Source Reactor (MNSR). According to results, relative difference between the results of MCNPX code and the reference values in calculating of the reactivity and effective delayed neutron fraction are about 0.5% and 2.1%, respectively. The relative difference between the results of the slope fit and perturbation methods with the reference values in calculating of the prompt neutron lifetime are about 5.0%, 9.5% and 8.5%, respectively. Therefore, the results of this research show that the MCNPX code is suitable for calculating of the reactor kinetic parameters such as effective delayed neutrons fraction, while the perturbation method is a simple and convenient method for calculating of the prompt neutron lifetime.

کلیدواژه‌ها [English]

  • MNSR
  • Neutronic and kinetic parameters
  • Slope fit method
  • Perturbation method
  • MCNPX code