TÍNH TOÁN THÔNG LƯỢNG NEUTRON TRONG LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN ĐÀ LẠT VỚI CẤU HÌNH NHIÊN LIỆU MỚI SỬ DỤNG CHƯƠNG TRÌNH MÔ PHỎNG MONTE CARLO CODE MCNP4C2

Abstract

The Dalat reactor is a pool-type research reactor, which uses water as the coolant and the moderator. The present working configuration of the reactor core includes 104 fuel elements: 98 fuel HEU (Highly enriched uranium) with the enrichment of 235U of 36% and 6 fuel LEU (Low-enriched uranium) with the enrichment of 235U of 19,75%. The neutron flux charateristics of the Dalat reactor such as energy spectra, absolute neutron flux and neutron flux distribution along an irradiation channel were caculated by usingMonte CarloCode MCNP4C2. The reactor core configuration was modeled following the real one realistically. All computations were done on a personal computer with the running time about 7 days for every case.

Tóm tắt

Lò hạt nhân Đà Lạt là loại lò phản ứng nghiên cứu làm việc bằng neutron nhiệt dùng nước làm chất làm chậm và tải nhiệt. Cấu hình vùng hoạt hiện tại bao gồm 104 thanh nhiên liệu trong đó 98 bó HEU với độ giàu 235U là 36% và 6 bó LEU với độ giàu 235U là 19,75%. Các thuộc tính thông lượng neutron trong lò Đà Lạt như phổ năng lượng, thông lượng neutron và phân bố thông lượng neutron dọc kênh chiếu xạ được tính toán mô phỏng với chương trình Monte Carlo MCNP4C2. Cấu hình vùng hoạt của lò trong mô phỏng là tương tự như cấu hình thực. Các kết quả tính toán được thực hiện trên máy tính cá nhân với thời gian khoảng 7 ngày.