Calculation of the neutronic behavior of minor actinides burning in a thermal research reactor using the MCNPX 2.6 code

摘要

Die Verringerung zugänglicher Uranvorräte wie auch Fragen der Weiterverbreitung von radioaktiven Abfällen haben Fachleute nach besseren Ansätzen suchen lassen, wie z. B. der Ersatz von Uran als Brennmaterial. Als praktische Brennstoffmatrix wird Thorium bevorzugt wegen seines natürlichen Vorkommens und weil minore Aktiniden zur Vermeidung der Verbreitung von Kernmaterial beitragen. Die Verwendung von Monte-Carlo-Rechenmethoden ist weit verbreitet bei der erfolgreichen Simulation des neutronsichen Verhaltens von Kernreaktoren. Berechnungen einiger neutronischer und dynamischer Parameter der Brennstoffanordnung eines Forschungsreaktors bestehend aus Thoriumoxid und einem Brennstab aus minoren Aktiniden werden in dieser Arbeit mit Hilfe des MCNPX 2.6 Codes durchgeführt.%Due to the reduction of accessible uranium resources as well as waste proliferation issues, researchers are looking for more suitable approaches, such as replacement of uranium as breeding fuels. Among the practical fuel matrixes, the thorium fuel matrix is favored for its naturally abundant and minor actinide proliferation resistance. Monte Carlo computational methods are widely used to successfully simulate neutronic behavior of nuclear reactors. Calculation of some neutronic and dynamic parameters of a 37-assembly simulated research reactor consisting of thorium oxide fuel and 1 minor actinide pin have been carried out in the present work using the MCNPX 2.6 code.