نوع مقاله : مقاله پژوهشی
نویسندگان
1 پژوهشگر
2 هیات علمی
چکیده
محاسبات طراحی استخر سوخت مصرفی مستلزم درنظر گرفتن جنبه‌های 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 راکتورهای تحقیقاتی، محاسبات نوترونیک و حفاظ برای امکان‌سنجی استفاده از استخر دوم یک راکتور تحقیقاتی نوعی به‌عنوان استخر سوخت مصرفی با استفاده از کدهای ORIGEN2.1 و MCNP6 انجام شده است. اولین گام در محاسبات، تعیین فاصله بین سوخت‌ها (گام شبکه) به‌گونه‌ای است که ضریب تکثیر موثر برای بدترین حالت ممکن کمتر از 95/0 باشد که گام شبکه 13 سانتی‌متر این شرایط را برآورده می‌کند. محاسبه جملات چشمه برای سوخت مصرفی با بیشترین میزان مصرف (%60) برای لحاظ کردن بدبینانه‌ترین حالت انجام شده است. کارکرد پیوسته راکتور و 24 ساعت خنک‌شوندگی، به‌عنوان کمترین زمان ممکن برای انتقال سوخت مصرفی به قفسه نگهداری جهت داشتن بدبینانه‌ترین شرایط، در طراحی قفسه نگهداری سوخت مصرفی درنظر گرفته شده است. برای یک قفسه با 100 بسته سوخت مصرفی که از هر طرف 87 سانتی‌متر با دیوار استخر فاصله دارد، لایه آبی به ضخامت 300 سانتی‌متر در بالای سوخت‌ها و ضخامت 85 سانتی‌متر دیوار بتونی برای امکان استفاده از استخر شماره 2 به‌عنوان استخر مصرفی کفایت می‌کند که معیار آهنگ دز کمتر از 1 و 10 میکروسیورت بر ساعت برای پشت دیوار و بالای سطح آب استخر را نیز برآورده می‌کند.
کلیدواژه‌ها
موضوعات
عنوان مقاله [English]
Neutronics and shielding simulation and evaluation of a second pool of a typical research reactor as spent fuel pool
نویسندگان [English]
- ehsan boustani 1
- Mostafa Hasanzadeh 2
1 پژوهشگاه علوم و فنون هسته ای
2 NSTRI
چکیده [English]
The design calculations of the spent fuel pool require the consideration of various parameters such as neutronic, thermal-hydraulic, safety, shielding, economic and operation. Considering the high cost of designing and building of a new spent fuel pool as well as the existence of empty spaces in the pool of some research reactors, neutronic and shielding calculations for the feasibility of using second pool of a typical research reactor as a spent fuel pool is done using ORIGEN2.1 and MCNP6 codes. The first step is the determination of the distance between fuels (grid pitch) in such a way that the effective multiplication factor for the worst possible case is less than 0.95, that 13 cm grid pitch fulfills this condition. Source term calculation for a fuel with the highest burnup (60%) is done as the most pessimistic condition. Continuous operation and 24 hours cooling are considered as the shortest possible time to transfer spent fuels to the storage rack in order to have the most pessimistic conditions in the design of spent fuel rack. For a rack with 100 spent fuels that is 87 cm away from the pool wall on each side, a 300 cm layer of water on top of the fuels and 85 cm thick concrete wall are enough for the possibility of using second pool as a spent fuel pool. It has been found that it meets the dose rate criteria of less than 1 and 10 μSv/h behind the wall and above the pool water level.
کلیدواژه‌ها [English]
- Neutronic
- Shielding
- Research reactor
- Spent fuel
- MCNP6 code
)