Khảo sát thay đổi thông lượng neutron trong môi trường nước

Chỉ số đề mục

Lĩnh vực nghiên cứu

Kỹ thuật và công nghệ liên quan đến hạt nhân

Dạng tài liệu

Tác giả

Nguyễn Thị Minh Sang, Hồ Hữu Thắng, Phan Bảo Quốc Hiếu⁽¹⁾, Phạm Xuân Hải, Trương Văn Minh⁽²⁾

Nhan đề

Khảo sát thay đổi thông lượng neutron trong môi trường nước

Nhan đề tiếng anh

A survey of the neutron flux change in light water

Nguồn trích

Tạp chí Khoa học - Đại học Đồng Nai

Năm xuất bản

2019

Số

13

Trang

113-117

ISSN

2354-1482

Từ khóa

MCNP5, Phổ neutron, Môi trường nước,

Từ khóa tiếng anh

MCNP5, Neutron spectrum, Light water

Tóm tắt

Nghiên cứu quá trình thay đổi neutron về thông lượng và năng lượng trong Lò phản ứng hạt nhân (LPU) là cần thiết trong việc thiết kế, chế tạo LPU cũng như chọn lựa vật liệu bên trong lõi lò. Phổ neutron trong LPU tương tự như phổ neutron của nguồn 252Cf [1]. Bài báo trình bày kết quả mô phỏng phổ neutron của nguồn 252Cf bằng mô phỏng MCNP5 và kiểm chứng bằng thực nghiệm khi tương tác với nước nhẹ (H2O). Kết quả nghiên cứu cho thấy sự mô phỏng là phù hợp với kết quả thực nghiệm; đồng thời cho thấy khả năng ứng dụng vật liệu nhẹ trong tính toán suy giảm năng lượng neutron (nhiệt hóa) là thiết thực.

Tóm tắt tiếng anh

Studying the changing of neutron flux and its corresponding energy in the nuclear reactor is vital during the designing, construction, and material se-lection process of a nuclear reactor. A previous study has implied that the neutron flux shares the same properties with one generated by the radioactive isotope 252Cf. In this research, the 252Cf neutron source is simulated when interacting with the light water (H2O) based on MCNP5 and then validated with experimental results. The result shows that there is a good agreement between the simulation and the experiment. This also shows that the ability of application of slight material which is practical in calculating the neutron energy reduction.

Kí hiệu kho

TTKHCNQG, CVv 463

File toàn văn

Xem toàn văn

Tài liệu tham khảo

[1] W. Mannhart (1989), “Status of the Cf-252 fission neutron spectrum evaluation with regard to recent experiments”,
[2] M. Chadwick et al. (2006), “ENDF/B-VII. 0: next generation evaluated nuclear data library for nuclear science and technology”,Nuclear data sheets, vol. 107, no. 12, pp. 2931-3060
[3] B. Kiedrowski et al. (2010), “MCNP5–1.60 Feature Enhancements & Manual Clarifications-LA-UR-1 0-06217”,LANL, Los Alamos, Tech. Rep
[4] A. C. Wahl vol. 39, no. 1, pp. 1-156 (1988), “Nuclear-c-harge distribution and delayed-neutron yields for thermal-neutron-induced fission of 235U, 233U, and 239Pu and for spontaneous fission of 252Cf”,,Atomic Data and Nuclear Data Tables,