16436

16436

بررسي نوتروني و امكان‌سنجي جايگذاري سوخت ThO_2-U_3 O_8-Al با سوخت U_3 O_8-Al در راكتور تحقيقاتي تهران

كارشناسي ارشد

فيزيك هسته اي

اسفندماه 1394

دكتر محمد واحدي - دكتر سيد اميرحسين فقهي

دكتر زهره غلام¬زاده

فناوري هاي نوين

چكيده اورانيوم و توريوم مهم‌ترين سوخت‌هاي هسته‌اي هستند؛ توريوم داراي منابع فراواني است كه به‌صورت ايزوتوپ بارور 232Th در طبيعت يافت مي‌شود و فاقد ايزوتوپ شكافت پذير است به همين دليل نياز به يك ايزوتوپ شكافت پذير كمكي (235U , 239Pu) دارد. 232Th با جذب نوترون‌هاي كم انرژي، ايزوتوپ شكافت پذير 233U را توليد مي‌كند و با توجه به اين‌كه ذخاير مواد شكافت پذير در طبيعت پاسخ‌گوي نياز بشر در بلندمدت نيست بنابراين لازم است از چرخه‌هاي سوخت جديد در راكتور‌هاي هسته‌اي استفاده شود. چرخه سوخت توريوم به دليل زايش بالا در ناحيه حرارتي و فوق حرارتي نسبت به ديگر روش‌ها ارجحيت دارد. از طرفي در سال‌هاي اخير علاقه به چرخه سوخت توريوم به دليل فراهم آوردن الزامات ايمني، مديريت پسماند و وجود منابع فراوان احياء شده است. از آنجايي‌كه تا به ‌حال استفاده از توريوم در راكتورهاي آب سبك به‌طور دقيق مورد بررسي قرار نگرفته است، لذا در اين تحقيق به بررسي نوتروني و امكان جايگذاري سوخت U3O8-ThO2-Al در راكتور تحقيقاتي تهران با استفاده از كد هسته‌اي MCNPX پرداخته مي‌شود. كد MCNPX ، يك كد هسته‌اي است كه براي ترابرد نوترون به روش مونت‌كارلو به كار مي‌رود. ابتدا با استفاده از اين كد، راكتور تحقيقاتي تهران مدل‌سازي شده و سوخت U3O8-ThO2-Al جايگزين سوخت متداول U3O8-Al در راكتور تهران مي‌گردد و سپس با محاسبه پارامتر‌هاي نوتروني توسط اين كد به مقايسه اين دو نوع سوخت پرداخته‌ مي‌شود. نتيجه‌ي محاسبات نشان مي‌دهد كه استفاده از (U35%3O8-Al)(70%)-ThO2(30%) اخلالي در ايمني و پارامتر‌هاي نوتروني قلب در مقايسه با سوخت متداول U20%3O8-Al ايجاد نمي‌كند و همچنين موجب مي‌شود پلوتونيوم به‌عنوان يكي از مهم‌ترين پسماند‌هاي خطرناك بيولوژيكي (HLW ) ، حدود 56/1 مرتبه نسبت به سوخت U20%3O8-Al كاهش پيدا كند، واژه‌هاي كليدي: راكتور تحقيقاتي تهران، توريوم، پارامتر‌هاي نوتروني، كد MCNPX، مصرف سوخت

1395/11/11

1/1/1900 12:00:00 AM

Abstract: Uranium an​d thorium are the most important nuclear fuels; thorium has many resources, which can be found as 232Th fertile isotope in the nature an​d has no fissionable isotope therfore it needs an auxiliary fissionable isotope (like 235U, 239Pu). By absorbing low level energy neutrons, 232Th produces the 233U fissionable isotope an​d with respect to the fact that natural fissionable material resources are not enough for human needs in long term, it is required to use new fuel cycles in nuclear reactors. Thorium fuel cycle is preferred to the others considering the high breeding in thermal an​d epithermal neutron spectra. In recent years, with respect to providing of safety requirements, waste management an​d abundant resources, many interests in thorium fuel cycle are reformed. Whereas thorium utilization in the light water reactors was not investigated yet in details, therefore, in this research we intend to investigate neutronic consideration an​d possibility of U3O8-ThO2-Al fuel replacement in Tehran Research Reactor using MCNPX nuclear code. MCNPX is a nuclear code, which is used to transport neutrons by Monte Carlo method. First, we simulated Tehran research reactor using the code an​d replaced U3O8-Tho2-Al fuel with the routine fuel U_3 O_8-Al an​d then via calculation of the neutronic parameters we compared these two fuels. The results of the calculations showed that applying (U35%3O8-Al)(70%)-Tho2(30%) don’t disturb safety an​d neutronic parameters of the core an​d causes plutonium, which is considered as one of the most important biological hazardous wastes (HLW), to decrease about 1.56 times than when we use U20%3O8-Al fuel. Keywords: Tehran research reactor, Thorium, neutronic parameters, MCNPX code, fuel consumption.