شبیه سازی و ارزیابی نوترونیک و حفاظ استخر دوم یک رآکتور تحقیقاتی نوعی به عنوان استخر سوخت مصرفی

سال انتشار: 1404
نوع سند: مقاله ژورنالی
زبان: فارسی
مشاهده: 148

فایل این مقاله در 9 صفحه با فرمت PDF قابل دریافت می باشد

استخراج به نرم افزارهای پژوهشی:

لینک ثابت به این مقاله:

شناسه ملی سند علمی:

JR_JONSAT-46-2_007

تاریخ نمایه سازی: 24 شهریور 1404

چکیده مقاله:

محاسبات طراحی استخر سوخت مصرفی مستلزم درنظر گرفتن جنبه ­های مختلف ازجمله نوترونیک، ترموهیدرولیک، ایمنی، حفاظ، اقتصادی و بهره ­برداری است. باتوجه به هزینه بالای طراحی و ساخت یک استخر سوخت مصرفی جدید و همچنین وجود فضاهای خالی در استخر برخی از رآکتورهای تحقیقاتی، محاسبات نوترونیک و حفاظ برای امکان­ سنجی استفاده از استخر دوم یک رآکتور تحقیقاتی نوعی به ­عنوان استخر سوخت­ مصرفی با استفاده از کدهای ORIGEN۲.۱ و MCNP۶ انجام شده است. اولین گام در محاسبات، تعیین فاصله بین سوخت ­ها (گام شبکه) به ­گونه ­ای است که ضریب تکثیر موثر برای بدترین حالت ممکن کمتر از ۰/۹۵ باشد که گام شبکه ۱۳ سانتی­ متر این شرایط را برآورده می ­کند. محاسبه جملات چشمه برای سوخت مصرفی با بیشترین میزان مصرف (۶۰­%) برای لحاظ کردن بدبینانه ­ترین حالت انجام شده است. کارکرد پیوسته رآکتور و ۲۴ ساعت خنک ­شوندگی، به ­عنوان کمترین زمان ممکن برای انتقال سوخت مصرفی به قفسه نگه­ داری جهت داشتن بدبینانه ­ترین شرایط، در طراحی قفسه نگه ­داری سوخت مصرفی درنظر گرفته شده است. برای یک قفسه با ۱۰۰ بسته سوخت مصرفی که از هر طرف ۸۷ سانتی­ متر با دیوار استخر فاصله دارد، لایه آبی به ضخامت ۳۰۰ سانتی ­متر در بالای سوخت ­ها و ضخامت ۸۵ سانتی ­متر دیوار بتونی برای امکان استفاده از استخر شماره ۲ به ­عنوان استخر مصرفی کفایت می ­کند که معیار آهنگ دز کمتر از ۱ و ۱۰ میکروسیورت بر ساعت برای پشت دیوار و بالای سطح آب استخر را نیز برآورده می ­کند.

نویسندگان

احسان بوستانی

پژوهشکده رآکتور و ایمنی هسته ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته ای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: ۱۳۳۹-۱۴۱۵۵، تهران - ایران

مصطفی حسن زاده

پژوهشکده رآکتور و ایمنی هسته ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته ای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: ۱۳۳۹-۱۴۱۵۵، تهران - ایران

مراجع و منابع این مقاله:

لیست زیر مراجع و منابع استفاده شده در این مقاله را نمایش می دهد. این مراجع به صورت کاملا ماشینی و بر اساس هوش مصنوعی استخراج شده اند و لذا ممکن است دارای اشکالاتی باشند که به مرور زمان دقت استخراج این محتوا افزایش می یابد. مراجعی که مقالات مربوط به آنها در سیویلیکا نمایه شده و پیدا شده اند، به خود مقاله لینک شده اند :
  • IAEA safety standards, Design of Fuel Handling and Storage Systems ...
  • Lebrun A, Bignan G. Nondestructive assay of nuclear low-enriched uranium ...
  • Robert K. Criticality Safety in the Waste Management of Spent ...
  • Arndt B, Klaus R, Wasinger K. Advanced spent fuel storage ...
  • Perschmann W.D, Fuchs H.P, Banck J. Impact of Extended Burnup ...
  • IAEA-Nuclear Energy Series. No. NF-T-۳.۹. Research Reactor Spent fuel management ...
  • Management and storage of Research Reactor Spent Nuclear Fuel, Proceedings ...
  • IAEA-TECDOC-۱۵۰۸. Spent fuel management options for research reactors in Latin ...
  • Benz J.M, Smartt H.A. Maintaining Continuity of Knowledge of Spent ...
  • Khan L.A, Ahmad N. Reactivity worth of the thermal column ...
  • Mahmood T, Bokhari I.H, Iqbal M, Mahmood T, Ahmed N, ...
  • IAEA-Tecdoc-۲۳۳. Research Reactor Core Conversion from The Use of Highly ...
  • Sallmann D.I, Moersch I.J, Vlaski D.I. Design of spent nuclear ...
  • Gol Narges S, Mousavian S.K. Thermal-hydraulic analysis of loss-of-cooling accident ...
  • IAEA Safety Standards Series No. SSG-۱۵. Storage of Spent Nuclear ...
  • Mohammadi A, Hassanzadeh M, Omidvari N. Criticality safety analysis of ...
  • Safety Analysis Report for Tehran Research Reactor. Atomic Energy Organization ...
  • Safety Analysis Report for Australian Nuclear Science and Technology Organization. ...
  • Pelowitz D.B. MCNP۶TM User’s Manual. Version ۱.۰, Los Alamos National ...
  • Crofft A.G. A User’s Manual for the ORIGEN ۲.۱ Computer ...
  • Lamarsh J.R. Introduction to Nuclear Engineering. Addision- Wesely Publishing Company. ...
  • نمایش کامل مراجع