این سایت در حال حاضر پشتیبانی نمی شود و امکان دارد داده های نشریات بروز نباشند
سنجش و ایمنی پرتو، جلد ۶، شماره ۱، صفحات ۰-۰
عنوان فارسی شناسایی سوخت معیوب در قلب راکتور تهران با استفاده از شاخص‌های میزان مصرف سوخت و ضریب بیشینه قدرت
چکیده فارسی مقاله یکی از مسائل بسیار مهم در زمان نشت مواد رادیواکتیو از قلب یک راکتور هسته ای، تعیین و مدیریت مجتمع سوخت معیوب در میان تمامی مجتمع­های موجود در قلب راکتور می­باشد. هدف از این مطالعه ارائه یک روش سریع و کارا نسبت به تکنیک­های غیرمخرب و آزمون­های نشتی متداول به منظور تشخیص و انتخاب سوخت معیوب است. اساس این روش بر پایه نمونه گیری از خنک کننده عبوری از قلب راکتور و ارزیابی طیف گاما حاصل از آن به منظور اندازه گیری نسبت فعالیت برخی پاره های شکافت گازی نشت یافته به خنک کننده راکتور می باشد. با استفاده از نسبت فعالیت 137Cs/134Cs و لحاظ کردن فاکتور تاریخچه مربوط به هر یک از مجتمع های سوخت، می­توان میزان مصرف سوخت را بدست آورد. همچنین،  از نسبت ایزوتوپ های 133Xe / 133I×135Iضریب بیشینه قدرت و موقعیتی از قلب که سوخت معیوب در آنجا قرار دارد را پیش بینی نمود. به منظور بررسی این روش، نمونه آب یک سوخت معیوب واقع در کپسول تست نشتی راکتور تحقیقاتی تهران تهیه و مورد مطالعه قرار گرفت.  نسبت فعالیت ایزوتوپ های موردنظر (برای سیکل شامل سوخت موردنظر) محاسبه و طیف حاصل از ایزوتوپ های گازی در زمان های خنک سازی متفاوت مورد مطالعه قرار گرفته است. با در نظر گرفتن نسبت137Cs /1212)134Cs/ (0و تاریخچه تابش دهی سوخت مورد نظر (1023/2) میزان مصرف سوخت برای این سوخت 92/33%  پیش بینی شد. کدهای محاسباتی میزان مصرف این مجتمع را 12/33%  بروارد  می نماید که توافق نزدیکی با روش تجربی انجام شده دارد. مقایسه نتایج حاصل از آزمایش و محاسبات بیانگر براورد نسبتاً خوب این روش از میزان مصرف سوخت مجتمع سوخت موردنظر می باشد.
کلیدواژه‌های فارسی مقاله
عنوان انگلیسی Detection of a Damaged Fuel Assembly in the Tehran Research Reactor Using Burnup and Power Peaking Factor Monitoring
چکیده انگلیسی مقاله One of the most important issues in a reactor core, at the time of radioactive material leakage, is detection and management of failed fuel assembly among all of assemblies. The purpose of this study is to provide a quick and efficient method compared to the non-destructive techniques, and common sipping tests to identify a failed fuel. The current method is based on sampling a coolant passing through the damaged FAs and evaluating the gamma spectrum obtained to measure the activity ratio of desired leaked fission fragments. Using the 134Cs/137Cs activity ratio and considering the history factor of each FA the maximum power peaking factor can be found. Also, by measuring the 133I × 135I /133Xe activity ratio the position of the core where failed-fuel is located can be predicted. In order to investigate the current method, a sample of the cooling water which passes through the failed fuel, located in the test sipping of the Tehran Research Reactor, was studied to measure the activity ratio of the desired isotopes. Then, the gamma spectrum at different cooling times (after leakage time) has been studied. Considering the activity ratio of 137Cs/134Cs (12.122) and the history of the relevant fuel (2.1023), the burnup of damaged-fuel was anticipated to be 33.92%. In addition the code calculations are carried out, and we found that the suggested fuel assembly burnup is equal to 33.12%. Comparing the experimental as well as the calculational procedures gives a  fairly good consistency of the herein method.  
کلیدواژه‌های انگلیسی مقاله
نویسندگان مقاله سمیه باقری | Somayeh Bagheri
Shiraz Univ.
دانشگاه شیراز

فرشاد فقیهی | Farshad Faghihi
Shiraz University
دانشگاه شیراز

حسین خلفی | Hosein Khalafi
AEOI
سازمان انژی اتمی ایران

نشانی اینترنتی http://rsm.kashanu.ac.ir/browse.php?a_code=A-10-46-1&slc_lang=fa&sid=1
فایل مقاله فایلی برای مقاله ذخیره نشده است
کد مقاله (doi)
زبان مقاله منتشر شده fa
موضوعات مقاله منتشر شده تخصصی
نوع مقاله منتشر شده پژوهشی
برگشت به: صفحه اول پایگاه   |   نسخه مرتبط   |   نشریه مرتبط   |   فهرست نشریات