@article { author = {Shayesteh, M and Shahriari, M and Raisali, G}, title = {Simulation of Time Dependent Neutron Transport in Fission Reactors Using Monte-Carlo Method}, journal = {Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)}, volume = {28}, number = {1}, pages = {1-8}, year = {2007}, publisher = {Nuclear Science and Technology Research Institute}, issn = {1735-1871}, eissn = {2676-5861}, doi = {}, abstract = {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.}, keywords = {Fissionable Systems,Neutronic Parameters,Monte Carlo Method,Criticality Calculations,Neutron Lifetime}, title_fa = {شبیه‌سازی ترابرد وابسته به زمان نوترون در رآکتورهای شکافت با استفاده از روش مونت‌کارلو}, abstract_fa = {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.}, keywords_fa = {سیستم‌های شکافت‌پذیر,پارامترهای نوترونیک,روش مونت‌کارلو,محاسبات بحرانی,طول عمر نوترون}, url = {https://jonsat.nstri.ir/article_749.html}, eprint = {https://jonsat.nstri.ir/article_749_2dd744a2872f81166aaa12ef31de0b2e.pdf} } @article { author = {Aminfar, H and Ghasemi, J}, title = {Heat Transfer Study of High Level Nuclear Waste Stored in Deep Underground Tunnel and Its Effect on Ground Surface Temperature}, journal = {Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)}, volume = {28}, number = {1}, pages = {9-19}, year = {2007}, publisher = {Nuclear Science and Technology Research Institute}, issn = {1735-1871}, eissn = {2676-5861}, doi = {}, abstract = {Storage of high-level waste and spent fuels from nuclear reactors is a main concern in the field of nuclear engineering. Generally, deep geological repository is suggested for this purpose. Heat transfer by high-level waste and spent fuels and their impacts on environment in a deep geological repository is an important subject for study. In this paper a three dimentional model for heat transfer in canisters and a deep tunnel was developed. FLUENT 6.0 with K-ε turbulence model was used to simulate the turbulent flow with and without radiation. The influence of parameters such as heat flux, air velocity, and depth of tunnel and the ground and canisters surface temperature were studied for two cases of forced and natural convection. For the air velocity of 0.6m/s with 67 canisters in the tunnel and 360kW/m2 the initial heat flux for each canister, it is shown that the surface temperature reaches its allowed maximum limit of 93oC for concrete.}, keywords = {Canisters,Radiation Heat Transfer,Repository of Nuclear Waste Package,Spent Nuclear Fuel (SNF)}, title_fa = {مطالعه انتقال حرارت در تونل نگهداری زباله‌های هسته‌ای و تأثیر آن بر افزایش دمای سطح زمین اطراف}, abstract_fa = {یافتن راه حل مناسب برای دفع حرارت تولید شده از زباله‌های سوخت مصرف شده هسته‌ای، با توجه به طولانی بودن مدت نگهداری، از مسائل مهم مهندسی هسته‌ای بوده و ذخیره‌سازی این مواد در تونلهای عمیق زیرزمینی، یکی از روشهای متداول در این زمینه است. به دلیل طولانی بودن مدت نگهداری و هزینه‌های زیاد ساخت تونل، مطالعه دقیق موضوع از جهات مختلف از جمله تأثیر مقدار حرارت تولید شده در بسته‌های سوخت مصرف شده، تعداد آنها در تونل، کنترل دماهای سطح بسته‌ها و سطح زمین و روشهای انتقال حرارت در تونل ضروری است. در این مقاله با استفاده از مدل سه بعدی برای نوعی از تونل متعارف و بسته‌های سوخت مصرف شده، از روش عددی حجم محدود و از نرم‌افزار FLUENT 6.0 برای محاسبات و از نرم‌افزار GAMBIT برای شبکه‌بندی دامنه محاسباتی و از مدل K-ε برای جریان آشفته با در نظر گرفتن تشعشع حرارتی و بدون آن، استفاده شده است. در این محاسبات تأثیر پارامترهای مختلف از جمله انرژی تولید شده در هر بسته از سوخت مصرف شده هسته‌ای، سرعت هوای ورودی به تونل برای خنک کردن آن و عمق تونل در دو حالت همرفت طبیعی و اجباری بر درجه حرارت سطح بسته‌های سوخت و سطح زمین مورد بررسی قرار گرفته است. نتایج تحلیل نشان می‌دهد در حالت همرفت اجباری، برای نگهداری 67 بسته از سوخت مصرف شده اورانیوم با 3.2  درصد غنا، با ابعاد مشخص و تولید انرژی 7.6 کیلووات در هر یک از آنها در ابتدای دفع، سرعت هوای ورودی لازم جهت خنک‌کاری، 0.6 متر بر ثانیه خواهد بود تا حداکثر دمای بوجود آمده در سطح بسته‌ها کمتر از حد استاندارد که 93 درجه سانتی‌گراد تعیین گردیده است، باشد.}, keywords_fa = {بسته‌های زباله هسته‌ای,انتقال حرارت تشعشعی,تونل نگهداری زباله‌های هسته‌ای,سوخت هسته‌ای مصرف شده}, url = {https://jonsat.nstri.ir/article_750.html}, eprint = {https://jonsat.nstri.ir/article_750_e130d0eeb2d83f43d2c4c07b0e606053.pdf} }