ORIGINAL_ARTICLE
شبیهسازی ترابرد وابسته به زمان نوترون در رآکتورهای شکافت با استفاده از روش مونتکارلو
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.
https://jonsat.nstri.ir/article_749_2dd744a2872f81166aaa12ef31de0b2e.pdf
2007-05-22
1
8
سیستمهای شکافتپذیر
پارامترهای نوترونیک
روش مونتکارلو
محاسبات بحرانی
طول عمر نوترون
محسن
شایسته
mshayesteh@iran.ir
1
گروه فیزیک، دانشکده علوم پایه، دانشگاه امام حسین (ع)، صندوق پستی: 347-16575، تهران ـ ایران
LEAD_AUTHOR
مجید
شهریاری
2
دانشکده مهندسی هستهای، دانشگاه شهید بهشتی، تهران ـ ایران
AUTHOR
غلامرضا
رئیس علی
graisali@aeoi.org.ir
3
پژوهشکده کاربرد پرتوها، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی، صندوق پستی: 3486- 11365، تهران ـ ایران
AUTHOR
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).
2
3. “MCNP4C, Monte Carlo N-Particle Code System,” Los Alamos National Laboratory, Lose Alamos, New Mexico (2000).
3
4. H. Kahn, “Application of Monte Carlo,” AECU-3259, Rand Corporation, Santa Monica (1954).
4
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).
5
6. R.E. Peterson and G.A. NEWBY, “An unreflected U-235 critical assembly,” Nucl. Sci. & Eng. 1,112 (1965).
6
7. R.H. White, “Topsy, a remotely controlled critical assembly machine,” Nucl.Sci. & Eng.1 ,53 (1965).
7
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).
8
ORIGINAL_ARTICLE
مطالعه انتقال حرارت در تونل نگهداری زبالههای هستهای و تأثیر آن بر افزایش دمای سطح زمین اطراف
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.
https://jonsat.nstri.ir/article_750_e130d0eeb2d83f43d2c4c07b0e606053.pdf
2007-05-22
9
19
بستههای زباله هستهای
انتقال حرارت تشعشعی
تونل نگهداری زبالههای هستهای
سوخت هستهای مصرف شده
حبیب
امین فر
1
دانشکده فنی مهندسی مکانیک، دانشگاه تبریز، صندوق پستی: 14766-51666، تبریز ـ ایران
AUTHOR
جلال
قاسمی
2
دانشکده فنی مهندسی مکانیک، دانشگاه تبریز، صندوق پستی: 14766-51666، تبریز ـ ایران
LEAD_AUTHOR
1. S. Moujaes and A. Bhargava, “Simulation of heat transfer around a canister placed horizontally in a drift,” Proc, Int. Conf. High Level Radioactive Waste Management, Las Vegas, Nevada, May 22-26 (1994).
1
2. G. Danko, T.A. Buscheck, J.J. Nitao, S. Saterlie, “Analysis of near-field and psychometric waste package enviroment using ventilation,” Proc. Int. Conf. High Level Radioactive Waste Management, Las Vegas, Nevada (1995).
2
3. A. Roald, W.P. Darrell, C. Yitung “Modeling convective heat transfer around a waste cask stored in the Yucca mountain repository,” The 6th ASME-JSME thermal engineering joint conference, U.S.A (2003).
3
4. C. David, Wilcox, “Turbulence modeling for CFD,” DCW industries, Inc. California (1993).
4
5. S.R. Kukatla, “Thermal transport evalutions related to waste package design,” Nevada Center for Advanced Computational Methods, University of Nevada, Las Vegas (2003).
5
6. A. Bejan, “Convection heat transfer,” John Wiley & Sons (1984).
6
7. W. Ahmeda, M. Arshada, Kh. Ghulam Qasimb, “Dry storage of spent KANUPP fuel and booster rod assemblies,” Institute for Nuclear Power, Islamabad & Karachi Nuclear Power Complex, Pakistan (2003).
7
8. U.S. Nuclear Regulatory Commission “Regulatory guid 3.54- spent fuel heat generation in an Ind spent fuel storage installation,” January (1999).
8
9. Charles W. Forsberg, “Depleted uranium dioxide as a spent-nuclear-fule waste-package particulate fill:fill behavior,” Oak Ridge National Laborator, managed by UT-Bttelle, LLC, for the U.S. Department of energy (2001).
9
10.J. William, Quapp, “An advanced solution for the storage, transportation and disposal of spent fuel and vitrified high level waste,” Teton Technologies Inc. paper presented at global99, September 2 (1999).
10
11.American Concrete Institute Standard 349, App A4, Last version (1985).
11