بررسی حساسیت سطح مقطع‌های نوترون در کربن و سرب با استفاده از کد محاسباتی MCNP و داده‌های تجربی

نوع مقاله: مقاله پژوهشی

نویسندگان

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

2 مرکز تحقیقات و تولید سوخت هسته‌ای اصفهان، صندوق پستی: 83111-84156، اصفهان- ایران

چکیده

از آنجا که مسایل ایمنی در فناوریهای هسته­ای از اهمیت بسزایی برخوردار است، داده­های هسته­ای که در طراحی نوترونیک سیستم‌های هسته‌ای بکار می­روند، بایستی از دقت لازم برخوردار باشند. از اینرو ارزشیابی و بهبود داده­های هسته­ای، همواره مورد توجه بوده است. در این کار هدف بررسی سطح مقطع‌های برهمکنش نوترون با دو ماده کربن و سرب و نهایتاً بهبود این داده­ها می­باشد. با توجه به امکانات موجود در مرکز تحقیقات و تولید سوخت هسته­ای اصفهان از بلوک‌های گرافیتی و سربی استفاده کرده‌ایم. در مرکز این دو ماده کربن و سرب،
چشمه Am-Be  قرار گرفت، سپس شار تجربی پشت این محیط­ها اندازه­گیری شد. توزیع شار به وسیلة کد محاسباتی MCNP محاسبه و با مقادیر تجربی آن مقایسه شد. مقایسه نتایج محاسباتی و تجربی نشان می‌دهد، ضرایب حساسیت برای کربن در انرژی‌های کمتر از MeV1 ناچیز ولی در انرژی‌های بالاتر، خاصه در 5 تا MeV6 حدود 5% است. همچنین ضرایب حساسیت سرب در انرژی‌های مختلف بین 0.2  تا 0.67 درصد تغییر می‌کند. سپس با استفاده از تعریف ضرایب حساسیت، مقادیر سطح مقطع این دو عنصر تغییر داده شد. در صورت وجود امکانات بیشتر برای آشکارسازی نوترون‌های سریع می­توان نتایج را در سایر گروه‌های انرژی نیز نشان داد.

کلیدواژه‌ها


عنوان مقاله [English]

Sensitivity Analysis of Neutron Cross Section for Graphite and Lead by Using MCNP Code and Experimental Data

نویسندگان [English]

  • A Parvazian 1
  • M Sadeghi 2
چکیده [English]

Because of the importance of safety in a nuclear system, nuclear data which are used in neutronic reactors design must be in a good accuracy. So examination and enhancement of nuclear data are of great importance. The aim of this work is to investigate the neutron cross section with carbon and lead and consequently improving them. In a research program conducted at the Isfahan Production and Research Center, blocks of lead and graphite were used. In the core of lead and carbon blocks, we placed an Am-Be source and then measured the flux of neutron outside of the assembly. The flux distribution was also calculated theoretically by MCNP code and the results were compared with the experiment. Comparison of the computation and the experimental results showed that the carbon sensitivity coefficients in the range of energies lower than 1MeV are negligible, while for the higher energies, especially between 5 to 6 MeV, these coefficients are nearly 5 percent. Also, lead sensitivity coefficients was varied from 0.2 to 0.67 for different energies. Finally, with the help of defining sensitivity coefficients, the values of cross section were varied. By using more advanced equipment for fast neutron detection, we are able to find better results in the other range of energy groups.

کلیدواژه‌ها [English]

  • Neutron Sources
  • Cross Sections
  • Neutron Flux
  • Nuclear Data Collections
  • Sensitivity Analysis
  • Monte Carlo Method
  • MeV Range
  1. 1.    C.E. Burgart, “Capabilities of morse multigroup monte carlo code in solving reactor eigenvalue problems,” December (1971).

 

  1. 2.    P.M. Song, M.Z. Youssef, M.A. Abdou, “A new approach and computational algorithm for sensitivity/ uncertainty analysis for SED and SAD with application to beryllium integral experiment,” Nucl. Sci. Eng. 113-339 (1993).

 

  1. 3.    H.B. Choi, T.J. Downar, “Sensitivity theory for the closed nuclear fuel cycle,” Nucl. Sci, Eng. 111-205 (1992).

 

  1. 4.    M.Z. Yossef, W. Conn, C.W. Maynard, “Impact of cross-section uncertainties on the nuclear design,” Nucl. Technol. Fusion, 2 (1982).

 

  1. 5.    C.R. Weisbin, C.M. Oblow, J.H. Marable, R.W. Peele, J.L. Lucius, “Application of sensitivity and uncertainty methodology to fast reactor integral experiment analysis,” Nuc. Sci. Eng. 66-307 (1978).

 

  1. 6.    D.G Cacusi, “Global optimization and sensitivity analysis,” Nucl. Sci. Eng. 104-78 (1990).

 

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

 

  1. 8.    M.E. Dunn, P.B. Fox, N.M. Greene, L.M. Petrie, “ENDF/B-VI library generation and testing for the scale code system,” Oak Ridge Tennessee,USA (2005).