مجله علوم، مهندسی و فناوری هسته‌ای

شبیه‌سازی ترابرد وابسته به زمان نوترون در رآکتورهای شکافت با استفاده از روش مونت‌کارلو

نوع مقاله : مقاله پژوهشی

نویسندگان

محسن شایسته 1
مجید شهریاری 2
غلامرضا رئیس علی 3

1 گروه فیزیک، دانشکده علوم پایه، دانشگاه امام حسین (ع)، صندوق پستی: 347-16575، تهران ـ ایران

2 دانشکده مهندسی هسته‌ای، دانشگاه شهید بهشتی، تهران ـ ایران

3 پژوهشکده کاربرد پرتوها، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، سازمان انرژی اتمی، صندوق پستی: 3486- 11365، تهران ـ ایران

چکیده
برنامه‌ای کامپیوتری براساس روش مونت‌کارلو برای ترابرد وابسته به زمان نوترون در محیط‌های شکافت‌پذیر و محاسبه پارامترهای نوترونیک سیستم بسط داده شده است. در این مقاله به چگونگی محاسبة ضریب تکثیر مؤثر، طول عمر متوسط نوترون و توزیع مکانی شار در حالت پایدار پرداخته شده است. نتایج بدست آمده با مقادیر تجربی و روش‌های محاسباتی دیگر مقایسه شده و توافق خوبی بین آنها مشاهده می‌شود.

کلیدواژه‌ها

سیستم‌های شکافت‌پذیر
پارامترهای نوترونیک
روش مونت‌کارلو
محاسبات بحرانی
طول عمر نوترون

عنوان مقاله English

Simulation of Time Dependent Neutron Transport in Fission Reactors Using Monte-Carlo Method

نویسندگان English

M Shayesteh 1
M Shahriari 2
G Raisali 3
چکیده English

In this paper, time dependent neutron transport in fissionable media is simulated by Monte Carlo method, and the neutronic parameters are estimated. In this article, the effective multiplication factor, neutron lifetime, and flux distribution in steady state condition are calculated. The comparison of the results obtained by this method, with those of the experimental measurements and the other calculations have shown that they are in very good agreement.

کلیدواژه‌ها English

Fissionable Systems
Neutronic Parameters
Monte Carlo Method
Criticality Calculations
Neutron Lifetime
  1. 1.    S. Goluoglu and H.L. Dodds, “A time-dependent three-dimensional neutron transport methodology,” Nucl.Sci. & Eng. 139, 248-261 (2001).

 

  1. 2.    H. Rief and H. Kschwendt, “Reactor analysis by Monte Carlo,” Nucl.Sci. & Eng. 30, 395-418 (1967).

 

  1. 3.    “MCNP4C, Monte Carlo N-Particle Code System,” Los Alamos National Laboratory, Lose Alamos, New Mexico (2000).

 

  1. 4.     H. Kahn, “Application of Monte Carlo,” AECU-3259, Rand Corporation, Santa Monica (1954).

 

  1. 5.    T. Asaoka, “Neutron transport in a spherical reactor, a study in the application of the jN approximation of the Multiple Collision Method,” EUR  2627. e, Euratom-Ispra (1966).

 

  1. 6.    R.E. Peterson and G.A. NEWBY, “An unreflected U-235 critical assembly,” Nucl. Sci. & Eng. 1,112 (1965).

 

  1. 7.    R.H. White, “Topsy, a remotely controlled critical assembly machine,”  Nucl.Sci. & Eng.1 ,53 (1965).

 

  1. 8.     G.E. Hansen and W.H. Roach, “Six and sixteen group cross sections for fast and intermediate critical assemblies,” LAMS-2543, Los Alamos Scientific Laboratory   (1961).

 

 

 

 

 

 


 

 

 

 

 

صفحه اصلی