تعیین توزیع شار نوترون در طول کانال خشک رآکتور MNSR و تعیین طیف انرژی نوترون در این رآکتور

نوع مقاله: مقاله پژوهشی

نویسندگان

1 دانشکده فیزیک، دانشگاه صنعتی اصفهان، صندوق پستی: 83111-84156، اصفهان- ایران

2 پژوهشکده تحقیقات و توسعه رآکتورها و شتاب‌دهنده‌ها، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 1589-81465، اصفهان- ایران

چکیده

در این کار، شار نسبی نوترون در امتداد کانال خشک رآکتور مینیاتوری (MNSR) مرکز اتمی اصفهان به روش فعال‌سازی نوترونی اندازه‌گیری شده است. علاوه بر این، با شبیه‌سازی این رآکتور با استفاده از کد محاسباتی MCNP تغییرات شار نوترون در امتداد کانال خشک آن محاسبه و با نتایج اندازه‌گیری‌ها مقایسه شده است. نتایج به دست آمده نشان می‌دهند که قله‌ی توزیع شار نوترون در کانال خشک در نقطه‌ای در زیر نزدیک‌ترین نقطه به مرکز قلب رآکتور قرار دارد. علت این امر را می‌توان با بازتاباننده‌ی بریلیمی موجود در کف قلب رآکتور مرتبط دانست. در ادامه، طیف انرژی نوترون در کانال خشک و نیز در کانال‌های پرتـودهی داخلی و خارجی این رآکتور محاسبه و درصد نوترون‌های گرمایی در این نواحی تعیین شده است. هم‌چنین طیف انرژی نوترون در یکی از کانال‌های پرتودهی داخلی با نتایج کارهای دیگران مقایسه شده است.

کلیدواژه‌ها


عنوان مقاله [English]

Determination of Neutron Flux Distribution along the Dry-Channel of the MNSR Reactor and Determination of Neutron Energy Spectrum in this Reactor

نویسندگان [English]

  • A shirani 1
  • A sohrabi 1
  • I shahabi 2
چکیده [English]

In this work, the relative neutron flux was determined experimentally using neutron activation analysis (NAA) method along the length of the dry channel (GUIDE TUBE) of the Isfahan miniature neutron source reactor (MNSR). This reactor was also simulated using the MCNP code, and the neutron flux distribution along the dry channel was calculated and the results were compared with the measured values. The results showed that the neutron flux distribution peak in the dry channel occurs at a point below the nearest point to the center of the reactor core. This is due to presence of the bottom beryllium reflector. In addition, the simulation program was used to determine the neutron energy spectrum in the dry channel and also in the inner and outer irradiation channels of the reactor. Furthermore, the neutron energy spectrum in an inner irradiation channel of the reactor was compared with the previous studies.

کلیدواژه‌ها [English]

  • MCNP Code
  • MNSR Reactor
  • Neutron Activation
  • Neutron Energy Spectrum
  • Neutron Flux

 

  1. 1.    G. Jijin, “General description of miniature neutron source reactor,” China Institute of Atomic Energy (1990).

 

  1. 2.    T. Daozhu, “Iran miniature reactor pure water production system,” China Institute of Atomic Energy (1990).

 

  1. 3.    International Atomic Energy Agency, “Neutron flounce measurements,” Vienna (1970).

 

  1. 4.    F. Knoll, “Radiation detection and measurement,” Michigan University (1989).

 

  1. 5.    A. Sohrabi, “Calculation of gamma ray dose distribution and neutron flux distribution in the dry channel of the MNSR reactor using the MCNP code and comparison with experimental values,” M. Sc Thesis, Faculty of Physics, Isfahan University of Technology (2008).

 

  1. 6.    R. Johnston, “A general monte carlo neutron code,” Los Alamos Scientific Laboratory Report (1963).

 

  1. 7.    “MCNP4C monte carlo N-particle transport code system,” Los Alamos National Laboratory (2000).

 

  1. 8.    M. Iqbal, A. Muhammad, T. Mahmood, N. Ahmed, “On comparison of experimental and calculated neutron energy flux spectra at miniature neutron source reactor (MNSR),” Annals of Nuclear Energy, 209-215 (2008).