>
Fa   |   Ar   |   En
   شبیه‌سازی جذب نوترونی کامپوزیت پایۀ آلومینیومی حاوی ذرّات کاربید بور  
   
نویسنده صفایی زهرا ,اسدی اسدآباد محسن ,امینی نجف آبادی رضا ,مختاری جواد
منبع فيزيك كاربردي ايران - 1400 - دوره : 11 - شماره : 25 - صفحه:7 -14
چکیده    استفاده از کامپوزیت‌های زمینۀ فلزی می‌‏تواند ترکیبی از خواص مطلوب زمینۀ فلزی و همچنین خواص ویژۀ فیزیکی ذرّات جاذب نوترون مانند کاربید بور را فراهم سازد که به تنهایی ممکن است شکننده و تُرد باشند. در این پژوهش مطالعه‏‌ای روی توان تضعیف نوترونِ حفاظ‌های کامپوزیتی از نوع میکروکامپوزیت آلومینیوم/کاربید بور با درصدهای 5، 10و 20 درصد وزنی کاربید بور انجام شده است. جهت بررسی خواص جذب نوترونِ نمونه‌‏های مورد مطالعه از روش شبیه‏‌سازی کُد مونت کارلوی mcnp و چشمۀ نوترونی کانال خشک رآکتور mnsr با شار n.cm2.s1 105 ×2.13 در توان نامی 30 کیلووات استفاده شده است. نتایج شبیه‏‌سازی نشان می‌دهد که شار نوترون در حضور نمونه‏‌های 5، 10 و 20% کاربید بور به ترتیب n.cm2.s1 105 ×1.32 ، 105 ×1.12 و 105 ×1.07 پیش بینی می‏‌شود و با این افزایش درصد فاز تقویت کنندۀ کاربید بور، شار نوترون تا 50% کاهش می‏‌یابد.
کلیدواژه کاربید بور، جذب نوترون، شبیه‌سازی، حفاظ هسته‌ای، حفاظت هسته‌ای
آدرس دانشگاه فنی مهندسی گلپایگان, دانشکده فنی, گروه مهندسی متالورژی و مواد, ایران, پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای, پژوهشکده رآکتور و ایمنی هسته ای, ایران, دانشگاه فنی مهندسی گلپایگان, دانشکده فنی, گروه مهندسی متالورژی و مواد, ایران, پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای, پژوهشکده رآکتور و ایمنی هسته ای, ایران
پست الکترونیکی jmokhtari34@gmail.com
 
   Research Paper: Simulation of Neutron Absorption of an Aluminumbase Composite Containing Boron Carbide Particles  
   
Authors Mokhtari Javad ,Asadi Asadabad Mohsen ,Amini Najafabadi Reza ,Safaei zahra
Abstract    The use of metal matrix composites can provide a combination of desirable properties of metals as well as the special physical properties of neutron absorber reinforcing particles such as boron carbide, which alone may be brittle. Therefore, in the present study on neutron attenuation power of composite shielding, several AlB4C composite samples with weight fractions of 5, 10 and 20% B4C have been used. In order to investigate the neutron absorption properties of the studied samples, the MCNP Monte Carlo code and the neutron source of the dry channel of the MNSR reactor with a flux of 2.13E+5 n.cm2.s1 have been used  ,which provided in nominal reactor power of 30 kW. The results show that the neutron flux in the presence of 5, 10 and 20% boron carbide samples is predicted to be 1.32E+05 n.cm2.s1,1.12E+05 n.cm2.s1 and 1.07E+05 n.cm2.s1, respectively. With this increase in the percentage of reinforcement phase, neutron flux is reduced down to 50%.
Keywords
 
 

Copyright 2023
Islamic World Science Citation Center
All Rights Reserved