محاسبات مصرف سوخت و پارامترهای نوترونیک مربوط به رآکتورهای آب سنگین تحقیقاتی با سوخت اورانیوم- توریوم توسط کد MCNPX

نویسندگان

1 دانشگاه پیام نور تهران

2 انرژی اتمی ایران

3 دانشگاه صنعتی اصفهان

10.22052/5.4.25

چکیده

یکی از مهم­ترین مشخصه‏های رآکتورهای آب سنگین، تولید مقدار زیاد پلوتونیوم در این نوع رآکتور‏ها می‏باشد. این تحقیق امکان سنجی کاهش تولید پلوتونیوم و دیگر اکتینید‏ها در یک رآکتور آب سنگین تحقیقاتی را توضیح می‏دهد. در میان روش‏های متعددی که برای کاهش تولید پلوتونیوم در رآکتورهای آب سنگین وجود دارد، در این تحقیق تمرکز بر تغییر سوخت از اورانیوم طبیعی به ترکیب اورانیوم– توریوم می‏باشد. لذا به این منظور ترکیبات مختلفی از سوخت اورانیوم- توریوم در محاسبات استفاده شد. سوخت اورانیوم طبیعی به­ عنوان سوخت مرجع به­منظور مقایسه پارامترهای نوترونیک در رآکتور در نظر گرفته شده است. پارامترهای نوترونیک مربوط به هر سوخت توسط کد محاسباتی MCNPX2.6 محاسبه شده اند. نتایج محاسبات نشان می‏دهند که سوخت‏های اورانیوم– توریوم بر سوخت‏های اورانیومی برتری دارند به طوری که استفاده از سوخت‏های اورانیوم– توریوم در یک رآکتور آب سنگین به مقدار قابل توجهی(تا حدود ۹٠ درصد) تولید پلوتونیوم٢۳٩ را در یک سال کار رآکتور، نسبت به یک رآکتور آب سنگین با سوخت اورانیوم طبیعی کاهش می‏دهد. همچنین کیفیت پسمان‏های هسته‏ای تولیدی با توجه به اینکه شامل مینور اکتینید‏های کم­تری نسبت به سوخت اورانیوم طبیعی هستند، بهبود قابل­ توجهی می‏یابند.

 

کلیدواژه‌ها

عنوان مقاله [English]

Burn up and neutronic evaluation of thorium-uranium fuel in heavy water research reactors using MCNPX code

نویسندگان [English]

  • Hadi Shamoradifar 1
  • Behzad Teimouri 2
  • Ahmad Shirani 3
  • parviz parvaresh 1
  • saeed mohammadi 1
1
2
3
چکیده [English]

One of the main characteristics of heavy water research reactors is their high production of plutonium. This work demonstrates the possibility of reduction of plutonium production and other actinides in heavy water research reactors. Among the many ways for reducing plutonium production in a heavy water reactor, in this research, changing the fuel from natural uranium to thorium-uranium mixed fuel was focused. For this purpose, different compositions of thorium-uranium fuel were used in our calculations. Natural uranium oxide was regarded as the reference fuel. Neutronic parameters for each fuel were calculated by MCNPX2.6 code linked to a fuel depletion code (CINDER90). The obtained results indicated that thorium-uranium fuels have some advantages compared to natural uranium fuel. Thorium-Uranium fuels could dramatically reduce plutonium production up to 90% in a year, compare to natural uranium fuels for heavy water moderated reactors. Also, the quality of produced nuclear wastes can be improved significantly compare to natural uranium fuel because they contain less minor actinides.
 

کلیدواژه‌ها [English]

  • Burn up
  • Heavy Water Reactor
  • Minor Actinides
  • Monte Carlo
  • Neutronic Parameter

مراجع

[1] J.R. Lamarsh. Introduction to Nuclear Reactor Theory. Addison-Wesely Publishing Company, USA, (1988). [2] R.S. Kemp. Two Methods for converting Iran’s IR-40 Reactor to Low-Enriched-Uranium Fuel to Improve Proliferation Resistance after Startup. Department of Nuclear Science and Engineering, Massachusetts Institute of Technology, USA, (2014) 39-46. [3] A. Ahmad, F.v. Hippel, A. Glaser. A Conversion Options for Iran’s IR-40 Reactor with Reduced Plutonium Production. Program on Science and Global Security, Princeton University, USA, (2014) 3-19. [4] L. Chanyun. Design and Neutronic Evaluation of Thorium Fuel in Pressurized Water Reactors. Reactor Physics Department Royal Institute of Technology, Stockholm, Sweden (2008). [5] N. Takaki, D. Mardiansah. Core Design and Development Strategy of Heavy Water Cooled Sustainable Thorium Reactor, Sustainability, (2012) 1933-1945. [6] T.M. Willing, C. Futsarther, H. Kippe . Converting the Iranian Heavy Water Reactor IR-40 to a More Proliferation- Resistant Reactor , Science & Global Security, 20 (2012) 97-116. [7] N. Prasad, A. Kumar, U. Kannan, A. Kumar, P.D. Krishnani and R.K.Sinha. Study for use of LEU along with Thorium in Advanced Heavy Water Reactor (AHWR) to Enhance Proliferation Resistance Characteristics of Fuel. Bhabha Atomic Research Centre, (2015). [8] NEA. Nuclear Science Perspectives on the Use of Thorium in the Nuclear Fuel Cycle, Nuclear Science (2015). [9] M.S. Kazimi. Thorium Fuel for Nuclear Energy. American Scientist, 91(5), 408. USA, (2006). [10] M.S. Dwiddar, A.A. Badavi, H.H. Abou-Gabal, A. EI- Osery. Investigation of different scenarios of thorium–uranium fuel distribution in the VVER-1200 first core. Annals of Nuclear Energy, (2015) 605-612. [11] S. Lam. Economics of Thorium and Uranium Reactors. HSA 10-05 the Economics of Oil and Energy, (2013). [12] IAEA. Evaluated Nuclear Data for Nuclides within the Thorium-Uranium Fuel Cycle, (2010). [13] J.S. Hendricks, G.W. McKinney, M.L. Fensin, M.R. James, R.C. Johns, J.W. Durkee, J.P. Finch, D.B. Pelowitz, L.S. Waters, M.W. Johnson. MCNPX 2.6.0 Extensions” Los Alamos National Laboratory, LA-UR-08-2216, USA, (2008). [14] F. Faghihi, E. Ramezani, F. Yousefpour, S.M. Mirvakili. Level-1 Probability Safety Assessment of the Iranian Heavy Water Reactor Using SAPPHIRE Software.Reliability Eng. Sys. Safety, IRAN, (2008) 1377-1409. [15] S. Tashakor, F. Javidkia, M. Hashemi-Tilehnoee. Neutronic Analysis of Generic Heavy Water Research Reactor Core Parameters to Use Standard Hydride Fuel, (2011) 46-49. [16] IAEA-TECDOC-1496. Thermo physical properties database of materials for light water reactors and heavy water reactors, Final report of a coordinated research project, (1999–2005).

فایل ها

هم رسانی

ارجاع به این مقاله

آمار