محاسبه پارامترهاي نوترونيكي راكتور UTRS با استفاده از كد MCNPX

The neutronic parameters calculation of UTRS nuclear reactor using MCNPX

به منظور طراحی قلب یك راكتور در اولين گام بایستی تصویر روشنی از پارامترهای نوترونيكی آن داشته باشيم. این پارامترها عموماً از دو روش تحليلی )حل معادلات ترابرد و پخش( و احتمالاتی )روش مونت كارلو( محاسبه گردیده و با معيارهای توصيه شده مقایسه می گردند . در مورد راكتور UTRS ، از آنجائيكه تا كنون محاسباتی به منظور اعتبارسنجی داده های ارائه شده از طرف شركت سازنده صورت نگرفته است و بيشتر محاسبات نوترونيكی صورت گرفته در مورد سيكل اول می باشد، در این تحقيق قصد داریم كليه پارامترهای نوترونيكی راكتور UTRS را با استفاده از كد MCNPX 2.7 در حالت های اصلی Main states محاسبه و با داده های مورد استفاده در شبيه ساز در سيكل پایدار مقایسه كنيم.در سيكل پایدار همه مجتمع های سوخت مورد استفاده تازه نيستند، بلكه تعدادی از آن ها تا حد مشخصی مصرف شده اند. درصورتيكه سوخت تاحدی مصرف شده باشد محاسبات اندكی متفاوت خواهد بود، چرا كه در اولين گام بایستی برای مجتمع- های مختلف بر اساس سطح مصرف سوخت تركيب مواد را پيدا كرد، كه با استفاده از كارت های مربوط به Burnup در كد MCNPX 2.7 این امر صورت می پذیرد. با محاسبات انجام شده مشخص گردید كه نتایج ارائه شده توسط شركت سازنده با داده های بدست آمده تطابق بسيار خوبی داشته، همچنين نسخه 2.7 از كد MCNPX توانایی بالایی در انجام محاسبات مصرف سوخت دارد.

In this study, the main neutronic parameters of UTRS nuclear reactor have been calculated using MCNPX-2.7 as a Monte Carlo code. These parameters were evaluated in main states of equilibrium cycle. Since in equilibrium cycle some of fuel assemblies have been burnt in some extent, at the first step the inventory of each assembly was evaluated using the "BURN" card of MCNPX-2.7. The results of simulations are in good agreement with the reports of designer company.