پديد آورنده :
صادقي، مجتبي
عنوان :
تعديل داده هاي هسته اي كربن و سرب با استفاده از كد محاسباتي MCNP و داده هاي تجربي
مقطع تحصيلي :
كارشناسي ارشد
محل تحصيل :
اصفهان: دانشگاه صنعتي اصفهان، دانشكده فيزيك
صفحه شمار :
هفت، 71،[II] ص.: مصور، جدول، نمودار.
استاد راهنما :
اكبر پروازيان
استاد مشاور :
احمد شيراني
توصيفگر ها :
فرآيند شكاف , گداخت , معادله ترابرد , گسسته سازي , روش مونت كارلو , ماتريس همبستگي , كواريانس , شار نوترون , فعال سازي پولك ها
استاد داور :
حسين فقيهيان، محمدحسن علامت ساز
تاريخ ورود اطلاعات :
1396/10/27
چكيده فارسي :
به فارسي و انگليسي: قابل رويت در نسخه ديجيتالي
چكيده انگليسي :
AbstractBecause of the importance of security in designing and making nuclear reactors nuclear data which are used in neutronic reactors planning must have good accuracy So examination and welfare of nuclear data are in attention The aim of this thesis isinvestigation of neutron cross section with carbon and lead and conclusivelyimproving them We used blocks of lead and graphite in the Isfahan Center ofProduction and Research of Nuclear Fuel In the interior of lead carbon we place anAm Be source and then empirically measure flux of neutron outside The fluxdistribution is calculated theoretically by MCNP code and is compared withexperimental one Finally with the help of sensitivity coefficients definition the crosssection amounts are improved By more possibilities for fast neutron detection we canfind better results in other energy groups
استاد راهنما :
اكبر پروازيان
استاد مشاور :
احمد شيراني
استاد داور :
حسين فقيهيان، محمدحسن علامت ساز
