Calculation of neutronic and kinetic parameters of Isfahan Miniature Neutron Source Reactor using slope fit and perturbation methods

سال انتشار: 1399
نوع سند: مقاله ژورنالی
زبان: انگلیسی
مشاهده: 188

فایل این مقاله در 8 صفحه با فرمت PDF قابل دریافت می باشد

استخراج به نرم افزارهای پژوهشی:

لینک ثابت به این مقاله:

شناسه ملی سند علمی:

JR_RPE-1-4_001

تاریخ نمایه سازی: 22 دی 1399

چکیده مقاله:

Kinetic and neutronic parameters play an important role in analysis of reactors dynamic behavior. Some of these parameters include: effective multiplication factor (keff), reactivity (ρ), neutron flux as well as power spatial distributions, effective delayed neutron fraction (βeff) and prompt neutron lifetime (lp ). In this work, Monte Carlo modeling and analysis of Isfahan MNSR is performed for calculation of the kinetic and neutronic parameters of using MCNPX2.6 code, slope fit and perturbation methods. Relative differences between results of the MCNPX2.6 code in calculation of the ρ and βeff and the reference values are about 0.5% and 2.1%, respectively. The relative differences between the results of the slope fit and perturbation methods and MCNPX2.6 code in calculation of the parameter with the reference values are about 17.6%, 4.8% and 29.19%, respectively. Therefore, the results of these research show that the MCNPX2.6 code is suitable for calculation of the reactor kinetic parameters such as the βeff, while the perturbation method is a simple and convenient method for calculating the .

کلیدواژه ها:

MNSR ، Neutronic and kinetic parameters ، Slope fit method ، Perturbation Method ، MCNPX2.6 code

نویسندگان

Mahdi Ghaed Rahmati

Department of Nuclear Engineering, Islamic Azad University Science & Research Bosher Branch, Bosher, Iran

Mostafa hasanzadeh

Nuclear Science and Technology

Seyed Amir Hossein Feghhi

Reactor & Nuclear Safety School, Radiation Application Department, Nuclear Engineering Faculty, Shahid Beheshti University, Tehran, Iran

مراجع و منابع این مقاله:

لیست زیر مراجع و منابع استفاده شده در این مقاله را نمایش می دهد. این مراجع به صورت کاملا ماشینی و بر اساس هوش مصنوعی استخراج شده اند و لذا ممکن است دارای اشکالاتی باشند که به مرور زمان دقت استخراج این محتوا افزایش می یابد. مراجعی که مقالات مربوط به آنها در سیویلیکا نمایه شده و پیدا شده اند، به خود مقاله لینک شده اند :
  • Abtin, F., Feghhi, S., and Jafarikia, S. (2013). Neutronic evaluations ...
  • Arkani, M., Hassanzadeh, M., and Khakshournia, S. (2016). Calculation of ...
  • Bretscher, M. (1998). Evaluation of reactor kinetic parameters without the ...
  • Chengzhanm, G., Yongchun, G., Xianfa, Z., et al. (1993). Safety ...
  • Eriksson, M. (2005). Accelerator-driven systems: safety and kinetics. PhD thesis, ...
  • Faghihi, F. and Mirvakili, S. (2009). Burn up calculations for ...
  • Feghhi, S., Shahriari, M., and Afarideh, H. (2007). Calculation of ...
  • Feghhi, S., Shahriari, M., and Afarideh, H. (2008). Calculation of ...
  • Hassanzadeh, M., Feghhi, S., and Khalafi, H. (2013). Calculation of ...
  • Mathworks (2011). MATLAB reference guide. The Math Works Inc. ...
  • Nifenecker, H., Meplan, O., and David, S. (2003). Accelerator driven ...
  • Pelowitz, D. B. (2008). MCNPX user’s manual, version 2.6.0, LA-CP-07-1473. ...
  • Persson, C.-M. (2007). Reactivity Assessment in Subcritical Systems. PhD thesis, ...
  • Snoj, L., Kavˇciˇc, A., ˇZerovnik, G., and Ravnik, M. (2008). ...
  • Verboomen, B., Haeck, W., and Baeten, P. (2006). Monte Carlo ...
  • نمایش کامل مراجع