p78. بررسي ضريب تكثير چندگروهي نوترون

Investigation Of The Multiplication Factor In Multi-Group Neutron

در بررسي ايمني و بازدهي راكتور، تحليل ضريب تكثير نقش اساسي دارد. ضريب تكثير ارتباط مستقيمي با سطح مقطع‌هاي متوسط ماكروسكوپي مواد دارند كه وابسته به ساختار راكتور است، سطح مقطع متوسط به دليل برخوردهاي متوالي نوترون‌ها در راكتور و انجام واكنش‌ها و پراكندگي‌هاي مختلف، تغيير مي‌كند. بنابراين براي آنكه تحليل پارامترهاي نوتروني از جمله ضريب تكثير و ايمني راكتور دقيق‌تر مورد بررسي قرار گيرد، پارامترهاي نوترون در بازهاي مختلف انرژي مورد تحليل قرار مي‌گيرد. دستاورد اين مطالعه، بررسي معادله ضريب تكثير تا چهارگروه انرژي با اعمال شرايط مرزي هر گروه روي معادله انتشار است و در نهايت نتايج تئوري با كد MCNPX مقايسه مي‌شود تا مناسبترين طيف انرژي از لحاظ تطابق نتايج با كد، براي تعيين ثابت‌هاي گروهي در تحليل ضريب تكثير انتخاب شوند سپس بازده راكتور از لحاظ حجم مواد سوختي و آهنگ توليد انرژي در دو هندسه كروي و استوانه‌اي بررسي مي‌شود.

The multiplication factor analysis has a fundamental role in the safety and efficiency of the reactor. The average macroscopic cross-sections of the material have a direct correlation with the multiplication factor, which is dependent on the reactor structure. The average cross-section of the neutrons varies due to successive collisions and various reactions in the reactor. Therefore, analyze the neutron parameters such as multiplication factor and safety reactor is more accurately investigated, the neutron parameters are analyzed in different energy groups. In this study, the multiplication factor equation is derived for up to four energy groups by applying the boundary conditions of each group on the diffusion equation and the results of the theory are compared with the results of the MCNPX codes. To select the most suitable energy spectrum to determine the group constants in the multiplication factor analysis then the efficiency of reactor is investigated in terms of the fuel volume and energy production rate in two spherical and cylindrical forms.