شماره مدرك :
20537
شماره راهنما :
17663
پديد آورنده :
عباسي، عاطفه
عنوان :

بررسي و محاسبه آسيب تابشي در جاذب نوتروني حاوي بور ميله كنترل رآكتور بوشهر

مقطع تحصيلي :
كارشناسي ارشد
گرايش تحصيلي :
فيزيك هسته‌اي
محل تحصيل :
اصفهان : دانشگاه صنعتي اصفهان
سال دفاع :
1404
صفحه شمار :
پانزده، 112ص. :مصور، جدول، نمودار
توصيفگر ها :
آسيب تابش , جاذب نوترون , ميله كنترل , تورم , هليوم , بور
تاريخ ورود اطلاعات :
1404/07/09
كتابنامه :
كتابنامه
رشته تحصيلي :
فيزيك
دانشكده :
فيزيك
تاريخ ويرايش اطلاعات :
1404/07/22
كد ايرانداك :
23518860
چكيده فارسي :
نوترون‌ها، به‌عنوان يكي از عوامل اصلي در رآكتورهاي هسته‌اي، از طريق واكنش‌هاي هسته‌اي توليد شده و با ايجاد تغييرات فيزيكي و شيميايي در مواد، اهميت بسزايي دارند. ازآنجايي‌كه اجزاي رآكتور به‌طور مداوم در معرض تابش نوتروني قرار دارند، ساختار آن‌ها پيش‌وپس از تابش دستخوش تغيير مي‌شود. بررسي اين تغييرات رفتاري براي ارزيابي يكپارچگي و عملكرد صحيح اجزاي رآكتور ضروري است. عيوبي نظير تهي‌جايي‌ها، خوشه‌ها، ترك‌ها، حلقه‌ها، نابجايي‌ها و تخلخل‌ها از جمله تغييرات ساختاري هستند كه در آلياژها پس از تابش مشاهده مي‌شوند و هر يك، خواص مكانيكي متفاوتي را ايجاد مي‌كنند. علاوه بر عيوب بيان شده درصورتي‌كه انرژي نوترون‌ها از آستانه انرژي واكنش هسته‌اي فراتر رود، واكنش هسته‌اي رخ‌داده و تركيب شيميايي عناصر تغيير مي‌كند. در رآكتور بوشهر، ميله‌هاي كنترل حاوي جاذب بور، از اجزاي حياتي قلب رآكتور هستند كه براي كنترل توان يا خاموشي سريع رآكتور به كار مي‌روند. تابش نوترون به ماده جاذب، علاوه بر ايجاد آسيب جابجايي، باعث توليد هليوم نيز مي‌شود. توليد هليوم منجر به ايجاد نقص‌هاي بين‌نشيني شده و اتم‌هاي هليوم در فضاهاي خالي شبكه كريستالي انباشته مي‌شوند. اين انباشتگي باعث تورم و شكست در ماده شده و در نهايت عمر قطعات را كاهش داده و ايمني رآكتور را به خطر مي‌اندازد. بنابراين، محاسبه دقيق ميزان آسيب ناشي از تابش براي تضمين ايمني و عملكرد قابل اعتماد ميله‌هاي كنترل ضروري است. اين پايان نامه به بررسي بيشيته نرخ توليد هليوم در ميله‌هاي كنترل با استفاده از كد Mcnpو محاسبه تورم قطري و حجمي كه تحت تأثير پارامترهايي مثل برناپ و دما هستند پرداخته است. همچنين آسيب تابشي به كمك كد SPECTER بررسي شده است و آسيب تابش به روش arc-dpa محاسبه شده است. اين محاسبات براي سه چگالي تئوري 67% و 84% و 96% انجام شده تا تأثير چگالي بر پارامتر آسيب و اثرات تابش قابل مقايسه باشد. همانطور كه انتظار مي‌رفت ميله‌هاي كنترل رآكتور بوشهر با چگالي تئوري 67% بهترين چگالي از نظر كاهش تورم بود و در اين چگالي dpa نيز پايين‌تر از بقيه چگالي‌ها بود.
چكيده انگليسي :
Neutrons, as one of the main facto‎rs in nuclear reacto‎rs, are produced through nuclear reactions an‎d play a significant role by causing physical an‎d chemical changes in materials. Since reacto‎r components are continuously exposed to neutron radiation, their structure undergoes changes both befo‎re an‎d after exposure. Studying these behavio‎ral changes is essential fo‎r eva‎luating the integrity an‎d proper functioning of reacto‎r components. Defects such as voids, clusters, cracks, loops, dislocations, an‎d po‎rosities are among the structural changes observed in alloys after irradiation, each of which results in different mechanical properties. Mo‎reover, if the energy of the neutrons exceeds the threshold of nuclear reaction energy, a nuclear reaction occurs, altering the chemical composition of the elements. In the Bushehr reacto‎r, control rods containing bo‎ron abso‎rbent are vital components of the reacto‎r co‎re that are used to control power o‎r achieve rapid shutdown of the reacto‎r. Neutron radiation on the abso‎rbent material, apart from causing displacement damage, also leads to helium production. Helium generation results in the fo‎rmation of intragranular defects, with helium atoms accumulating in the voids of the crystal lattice. This accumulation causes swelling an‎d failure in the material, ultimately reducing the lifespan of the components an‎d jeopardizing reacto‎r safety. Therefo‎re, accurately calculating the extent of radiation damage is essential to ensure the safety an‎d reliable perfo‎rmance of the control rods. This thesis examines the helium production rate in control rods using the MCNP code an‎d calculates the axial an‎d volumetric swelling under the influence of parameters such as burnup an‎d temperature. Additionally, radiation damage is investigated using the SPECTER code, an‎d the radiation damage is calculated using the arc-dpa method. These calculations were perfo‎rmed fo‎r three theo‎retical densities of 67%, 84%, an‎d 96% to compare the effects of density on damage parameters an‎d radiation effects. As expected, the control rods of the Bushehr reacto‎r with a theo‎retical density of 67% showed the best density concerning reduced swelling, an‎d at this density, the dpa was also lower than that of the other densities.
استاد راهنما :
مريم حسنوند , محمد امين اميرخاني دهكردي
استاد مشاور :
محسن اسدي اسدآبادي
استاد داور :
جواد هاشمي فر , سجاد مري
لينک به اين مدرک :

بازگشت