شبیه‌سازی رآکتورهای هسته‌ای نوع بستر توپکی با کد MCNP: رآکتور 10HTR- چین
نویسندگان
چکیده مقاله:
Given the role of Gas-Graphite reactors as the fourth generation reactors and their recently renewed importance, in 2002 the IAEA proposed a set of Benchmarking problems. In this work, we propose a model both efficient in time and resources and exact to simulate the HTR-10 reactor using MCNP-4C code. During the present work, all of the pressing factors in PBM reactor design such as the inter-pebble leakage, fuel particle distribution and fuel pebble packing fraction effects have been taken into account to obtain an exact and easy to run model. Finally, the comparison between the results of the present work and other calculations made at INEEL proves the exactness of the proposed model.
منابع مشابه
شبیه سازی رآکتورهای هسته ای نوع بستر توپکی با کد mcnp: رآکتور ۱۰htr- چین
از آنجا که رآکتورهای نسل چهارم از نوع گاز- گرافیت اخیرا بار دیگر مورد توجه قرار گرفته اند، آژانس انرژی اتمی کوشید تا با طرح مسئله های استاندارد به راه حل هایی جهت شبیه سازی این نوع رآکتورها دست یابد. در این مقاله مدلی جهت شبیه سازی و انجام محاسبات اولین بحرانیت رآکتور 1 0 htr- با استفاده از کد c 4 mcnp- ارائه شده است. در مدل معرفی شده با توجه به ضریب تراکم سوخت و ساختارهای ممکن و در نظر گرفتن م...
متن کاملبررسی فیزیک رآکتورهای ترکیبی شکافت - همجوشی با استفاده از کد محاسباتی mcnp
تولید انرژی به روش همجوشی هسته ای، به دلیل بهره انرژی ضعیفی که تولید می کند، صرفه اقتصادی ندارد. در نتیجه رسیدن به همجوشی پایدار، مستمر و اقتصادی، نیاز به محرکی برای جبران کاستی ها و برآوردن معیار لاوسون، دارد؛ نیز همجوشی مستمر نیاز به تولید تریتیوم، به عنوان سوخت همجوشی، به صورت خودکفا دارد. این مهم، دانشمندان را به فکر ترکیب شکافت با گداخت برای جبران این موضوع انداخت. با استفاده از نوترون های...
15 صفحه اولبررسی ایمنی و دز دریافتی کارکنان آزمایشگاه نوترون دانشگاه صنعتی امیرکبیر با استفاده از کد MCNP
Nuclear radiation protection and safety is one of the most important principles needed to consider in nuclear labs. At this article, Dr. Shahriari Nuclear Laboratory, was selected as a case study for investigation of total absorbed dose at the different points of the lab to determine the safe or hazardous points in it, according to nuclear radiations safety rules. Therefore, the environment of ...
متن کاملتجزیه و تحلیل از دست رفتن آب خنک‌کننده در رآکتورهای هسته‌ای نوع PWR با تغییر ارتفاع در شاخه سرد بوسیله کد سیستم RELAP5/MOD3.2
از آنجایی که رآکتور -1000 VVER طرح روسی نیروگاه هسته‌ای بوشهر با در نظر گرفتن تغییر تکنولوژی آلمانی به روسی با تغییر ارتفاع در شاخه سرد طراحی و توسعه داده شده است، ارزیابی ایمنی این سیستم‌ها برای حادثه از دست‌رفتن خنک‌کننده (LOCA) در این شاخه برای یک رآکتور معین و مقایسه نتایج حاصل با حالت بدون تغییر در ارتفاع شاخه سرد (حالت متعارف طراحی رآکتورهای هسته‌ای)، حائز اهمیت و دارای پیامدهای سودمندی ا...
متن کاملمنابع من
با ذخیره ی این منبع در منابع من، دسترسی به آن را برای استفاده های بعدی آسان تر کنید
ذخیره در منابع من قبلا به منابع من ذحیره شده{@ msg_add @}
عنوان ژورنال
دوره 13 شماره 2
صفحات 177- 182
تاریخ انتشار 2013-09
با دنبال کردن یک ژورنال هنگامی که شماره جدید این ژورنال منتشر می شود به شما از طریق ایمیل اطلاع داده می شود.
کلمات کلیدی برای این مقاله ارائه نشده است
میزبانی شده توسط پلتفرم ابری doprax.com
copyright © 2015-2023