Simulation of an ICF reaction as a source in an MCNPX 2.6.0 simulation for a fission-fusion hybrid reactor
Author(s):
Abstract:
In this work, we had examined 7 different types of neutron sources -An isotropic point source, sending 14.1(MeV) monoenergetic neutrons ,An spherical source with 30 micron radius sending 14.1 (MeV) monoenergetic neutrons, and A 30 micron radius spherical source having Gaussian fusion energy spectrum from a d-t fusion, with different bandwidths -1,10,50,100 and 1000 KeV and investigated 5 different important factors for a reactor neutron surface current, neutron surface flux, neutron volume flux, energies deposited in cells and deposited fission energies in the fission cell, using most current Monte Carlo Calculation Code, MCNPX 2.6.0. The results show that we can simulate an ICF table as an isotropic point source sending monoenergetic neutrons, with no essential errors.
Keywords:
Language:
Persian
Published:
Journal of Radiation and Nuclear Technology, Volume:2 Issue: 1, 2016
Pages:
35 to 44
magiran.com/p1616333
دانلود و مطالعه متن این مقاله با یکی از روشهای زیر امکان پذیر است:
اشتراک شخصی
با عضویت و پرداخت آنلاین حق اشتراک یکساله به مبلغ 1,390,000ريال میتوانید 70 عنوان مطلب دانلود کنید!
اشتراک سازمانی
به کتابخانه دانشگاه یا محل کار خود پیشنهاد کنید تا اشتراک سازمانی این پایگاه را برای دسترسی نامحدود همه کاربران به متن مطالب تهیه نمایند!
توجه!
- حق عضویت دریافتی صرف حمایت از نشریات عضو و نگهداری، تکمیل و توسعه مگیران میشود.
- پرداخت حق اشتراک و دانلود مقالات اجازه بازنشر آن در سایر رسانههای چاپی و دیجیتال را به کاربر نمیدهد.
In order to view content subscription is required
Personal subscription
Subscribe magiran.com for 70 € euros via PayPal and download 70 articles during a year.
Organization subscription
Please contact us to subscribe your university or library for unlimited access!