23657

NUC2 213

كارشناسي ارشد

مهندسي هسته اي- مهندسي راكتور

فيزيك

اسفند ماه 1402

64 ص.

محمد حسين استكي , افشين هدايت

ميكرو راكتور ايونشي , قلب يكپارچه , لوله حرارتي , ميله كنترل شار , ميله خاموش‌كننده , هيدريد زيركانيوم , ضريب تكثير نوترون , كسر نوترون‌هاي تأخيري , فيدبك دمايي , فاكتورهاي حداكثر توان شعاعي و محوري , ميزان مصرف سوخت

هدف از اين پروژه معرفي ميكرو راكتور Evinci و ويژگي‌هاي بارز اين نوع ميكرو راكتور و كاربرد آن به‌عنوان يك منبع هسته‌اي در جوامع جزيره‌اي و مناطق دورافتاده است و همچنين طراحي و آناليز نوترونيك آن با استفاده از كد مونت‌كارلو MCNP است. اين ميكرو راكتور توسط شركت وستينگهاوس و شركاي آن از جمله آزمايشگاه ملي (los Alamos) و اداره ملي هوانوردي و فضايي (NASA) تهيه‌شده است. ميكرو راكتور Evinci يك راكتور لوله حرارتي با دماي بالا است كه بدون آب‌كار مي‌كند. قلب اين ميكرو راكتور از يك بلوك يكپارچه جامد با سه نوع كانال كه سوخت، تعديل‌كننده‌هاي نوتروني ولوله‌هاي حرارتي را در خود جاي مي‌دهد، تشكيل‌شده است. در ميكرو راكتور Evinci هر لوله حرارتي حاوي مقدار كمي مايع سديم به‌عنوان سيال عامل براي انتقال گرما از قلب به مبدل حرارتي است و به طور كامل در يك كانال مهروموم‌شده قرار مي‌گيرد. توان اين ميكرو راكتور در طراحي‌هاي مختلف از 5 مگاوات تا 15 مگاوات حرارتي است.در طراحي انجام شده در اين پروژه ميكرو راكتور Evinci در طيف نوترون حرارتي وتوان 15 مگاوات حرارتي طراحي شده و سوخت آن نيتريد اورانيوم با غناي 5%درصد است و داراي 876 لوله حرارتي جهت برداشت حرارت ازقلب و انتقال آن به مبدل حرارتي مي باشد. در اين رساله با استفاده از كد MCNP ميكرو راكتور Evinci را شبيه سازي و طراحي كرده و به پارامتر هاي نوترونيك آن از جمله ضريب تكثير موثر نوترون‌‌‌ها در زمان راه اندازي و زمان كار عادي راكتور،كسر نوترون‌‌‌هاي تاخيري،تاثير فيد بك دما بر ميكرو راكتور و بررسي ايمني ذاتي آن در اثر افزايش دماي سوخت،بدست آوردن ارزش ميله‌‌‌هاي كنترل شار و خاموش كننده،بدست آوردن حاشيه خاموش سازي ايمن و رراكتيويته اضافي،بدست آوردن فاكتور‌‌‌هاي پيكينگ توان شعاعي و محوري، بدست آوردن شار نسبت به انرژي در مجتمع‌‌‌هاي سوخت،بدست آوردن شار كل قلب،ميزان مصرف سوخت و تست دونوع سوخت نيتريد اورانيوم و اكسيد ارانيويوم و مقايسه دو نوع سوخت پرداخته ايم و در فصل آخر نتيجه پروژه گزارش شده است.

Micro Reactor Reactor , Integrated , Thermal pipe , Flux control rod , Extinguishing rod , Zirconium hydride , Neutron reproduction coefficient , Delayed neutrons , Temperature feedback , Power picing factors , Fuel consumption

Neutron Simulation and Analysis of a Heat Pipe Based Micro Modular Reactor (MMR) Called Evinci Westinghouse Using MCNP Code

مهندسي هسته‌اي

The purpose of this project is to introduce the evinci micro reactor and the salient features of this type of micro reactor and its application as a nuclear battery in island communities and remote areas , as well as its neutronic design and analysis using the MCNP Monte Carlo code. This micro reactor was developed by Westinghouse and its partners , including the National Laboratory (Los Alamos) and the National Aeronautics and Space Administration (NASA). The evinci micro reactor is a high temperature heat pipe reactor. Its core consists of a solid monolithic block with three types of channels that house the fuel , neutron modulators , and heat pipes. In the EVINCI micro reactor , each heat pipe contains a small amount of liquid sodium as the working fluid to transfer heat from the core to the heat exchanger and is completely placed in a sealed channel. The power of this micro reactor in different designs is from 5 megawatts to 15 megawatts. In the design carried out in this project , the evinci micro reactor is designed in the thermal neutron spectrum and has a thermal power of 15 megawatts , and its fuel is uranium nitride with 5 % enrichment and has 876 The heat pipe is used to extract heat from the core and transfer it to the heat exchanger. In this thesis , using the MCNPx code , the evinci micro reactor was simulated and designed , and its neutronic parameters , including the effective multiplication factor of neutrons during start - up and the normal operation time of the reactor , the fraction of delayed neutrons , the effect of temperature feedback on the micro - reactor and its inherent safety due to the increase in fuel temperature , obtaining the value of the flux control rods and quencher , obtaining the margin of safe shutdown and additional reactivity , Obtaining radial and axial power peaking factors , obtaining the flux relative to energy in the fuel complexes , obtaining the total core flux , fuel consumption rate and testing two types of uranium nitride fuel and uranium oxide and comparing the two types of fuel have been discussed and in the last chapter The result of the project is reported.

4