نوع مقاله : مقاله فنی
نویسنده
پژوهشکده رآکتور و ایمنی هسته‌ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 1339-14155، تهران - ایران
چکیده
یکی از پارامترهای مهم محیطهای پخش نوترون، طول پخش نوترون حرارتی است. روش مرسوم محاسباتی استفاده از کد MCNP برمبنای توزیع شار نوترون در محیط و برازش تابع ریاضی مربوطه بر آن است. در این پژوهش، روشی نوین که بر مبنای استفاده از کارت PTRAC است، ارایه شده است. پارامتر طول پخش نوترون حرارتی برای آبسبک بر اساس روشهای فوق محاسبه شده و با مقادیر گزارش شده در مراجع مقایسه گردیده که تطابق خوبی نیز مشاهده شده است. حسن استفاده از روش فوق، عدم نیاز به برازش تابع توزیع شار نوترون است. علاوه بر آن در روش برازش تابع توزیع شار نوترون، فرض میشود که تا محل چشمه، فاصلهی کافی وجود دارد. این مسأله بر میزان خطای نتایج حاصل، اثرگذار است، چرا که تابع توزیع شار نوترون در همه جا غیر از محل چشمه صادق است. در این پژوهش درستی روش پیشنهادی به صورت عددی در محیط آب سبک مورد ارزیابی قرار گرفته است.
کلیدواژه‌ها
عنوان مقاله [English]
Calculation of Thermal Neutron Diffusion Length in a Light Water Media using MCNP Code
نویسنده [English]
- M. Arkani
Reactor and Nuclear Safety Research School, Nuclear Science and Technology Research Institute, AEOI, P.O.Box: 14155-1339, Tehran - Iran
چکیده [English]
One of the key parameters of neutron diffusing media is the thermal neutron diffusion length. The popular calculational method is founded on utilizing MCNP code and curve fitting of a mathematical function to the neutron flux distribution in the media. In this investigation, a novel method based on the PTRAC card is proposed. The thermal neutron diffusion length parameter for light and water is calculated based on the above methods. The results are compared with the reported values and significant agreement is seen. The advantage of the above method is its independence from curve fitting to calculate the neutron flux distribution. In addition, in the curve fitting method, it is assumed that there is enough distance from the source location. This affects the error of the results because the neutron flux distribution function is correct everywhere except at the neutron source location. In the present investigation, the correctness of the proposed method in light water media is evaluated numerically.
کلیدواژه‌ها [English]
- MCNP code
- Neutron diffusion length
- Neutron flux
- John R. Lamarsh, Introduction to Nuclear Reactor Theory, Addison-Wesley Publishing Company, (1961).
- Denise B. Pelowitz, MCNPX User’s Manual, Version 2.6, (2008).
- E. Martinho, J. Salgado, Diffusion and extrapolation lengths of thermal neutrons in water by a stationary method, Journal of Nuclear Energy, 22(10), 597-600. (1968).
- V. Bhushan, S.K. Trikha, Pulsed neutron and diffusion length study in bismuth, Journal of Nuclear Energy, 25(1), 41-50 (1971).
- S.A.M.M. Siddiqui, M.M.R. Williams, A study of neutron diffusion lengths in heterogeneous, non-multiplying plate assemblies, Journal of Nuclear Energy, 27(5), 273-301 (1973).
- J. Csikai, A. Daroczy, K. Dede, Measurements of the diffusion length of thermal neutrons in water from 16 to 89° C and in diphyl (Dowtherm A) at 185° C, Journal of Nuclear Energy, Parts A/B. Reactor Science and Technology, 15(4), 204-208 (1961).
- M. Reier, The diffusion length of thermal neutrons in poisoned water, Journal of Nuclear Energy, Parts A/B. Reactor Science and Technology, 14(1-4), 186-188 (1961).
- I.C. Goyal, A.K. Ghatak, Diffusion length calculations in water, Journal of Nuclear Energy, Parts A/B. Reactor Science and Technology, 20(8), 659-665 (1966).
9. MATLAB 2020b, The MathWorks, Inc., Natick, Massachusetts, United State.
)