پديد آورنده :
هدايتي اصل، سجاد
عنوان :
تعيين نيمهعمر نوترونها و فوتونوترونهاي تأخيري در راكتور مينياتوري چشمه نوترون اصفهان(MNSR)
مقطع تحصيلي :
كارشناسي ارشد
گرايش تحصيلي :
فيزيك هسته اي
محل تحصيل :
اصفهان : دانشگاه صنعتي اصفهان
صفحه شمار :
ده، 84ص. :مصور، جدول، نمودار
توصيفگر ها :
راكتور MNSR , نيمه¬عمر نوترون¬ها و فوتونوترون¬هاي تأخيري , كسرمؤثر نوترون¬ها و فوتونوترون¬هاي تأخيري , نوترون¬هاي¬تأخيري , فوتونوترون¬هاي¬تأخيري , كد MCNP6
تاريخ ورود اطلاعات :
1403/12/22
تاريخ ويرايش اطلاعات :
1404/01/30
چكيده فارسي :
راكتور MNSR نوعي راكتور استخري با حداكثر توان kW30 است كه به طور عمده براي آموزش و تحقيقات، آناليز فعالسازي نوتروني، و توليد راديوايزوتوپ هاي نيمه¬عمر كوتاه مورد استفاده قرار ميگيرد. سوخت و بازتابنده اين راكتور به ترتيب UAl4 باغناي 90 درصد(_ ^235)U و بريليوم ميباشد، كه در اثر واكنش شكافت آزادسازي نوترون و گاماهاي تأخيري انجام ميشود.
از آنجا كه در راكتور MNSR از بازتابنده بريليوم استفاده شده است، در اثر برخورد گاماهاي تأخيري به اين بازتابنده،
9 گروه فوتونوترون وجود دارد كه در كنار 6 گروه نوترونهاي تأخيري حاصل از محصولات شكافت، تأثير بسزايي در ايمني و پارامترهاي سينتيكي راكتور دارند. در پژوهش حاضر به اندازهگيري نيمه¬عمر و كسرمؤثر نوترونها و فوتونوترونهاي تأخيري در راكتور MNSR پرداخته شده است. بدين جهت با روش استريپينگ و با ايجاد راكتيويته منفي در راكتور MNSR و بررسي تغييرات توان و شار نوترون ها، نيمه¬عمر نوترونها و فوتونوترونهاي تأخيري اندازهگيري شده است. از طرفي شبيه¬سازي راكتورMNSR با كد MCNP6 نيز انجام گرفت و نيمه¬عمر 6 گروه نوترونهاي تأخيري بدست آمد. كسرمؤثر اين گروه هاي تأخيري نيز به وسيله فراواني نسبي گروه ها تعيين شد. در نهايت به منظور اعتبارسنجي روش هاي انجام شده و نتايج بدست آمده، مقايسه اين نتايج با با يكديگر و با نتايج پژوهش هاي پيشين انجام شد كه همخواني قابل قبولي داشتند.
چكيده انگليسي :
The MNSR reactor is a type of pool reactor with a maximum power of 30 kW, which is mainly used for education and research, neutron activation analysis, and the production of short-lived radioisotopes. The fuel and reflector of this reactor are UAl4 with a content of 90% (〖235〗_U) and beryllium, respectively, which is carried out by fission, neutron release and delay steps.Since a beryllium reflector is used in the MNSR reactor, as a result of the impact of delayed gamma rays on this reflector,there are 9 photoneutron groups, which, along with 6 groups of delayed neutrons from fission products, have a significant impact on the safety and kinetic groups of the reactor. In the present study, the measurement of the half-life and effective fraction of neutrons and delayed photons in the MNSR reactor has been addressed. For this reason, by stripping method and creating negative reactivity in MNSR reactor and studying changes in neutron power and flux, the half-life of delayed neutrons and photoneutrons has been measured. On the other hand, simulation of MNSR reactor was also performed with MCNP6 code and the half-life of 6 groups of delayed neutrons was obtained. The effective fraction of these delays is also determined by the relative frequency tool group. Finally, in order to evaluate the methods performed and the results obtained, these results have been compared with the results of previous research, which is in acceptable agreement.
استاد راهنما :
مريم حسنوند , جواد مختاري
استاد مشاور :
محمدحسين چوپان دستجردي
استاد داور :
ظفراله كلانتري , سجاد مري
