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Monte Carlo simulation of core physics parameters of the Syrian MNSR reactor

机译：叙利亚MNSR反应堆核心物理参数的蒙特卡罗模拟

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A 3-D neutronic model for the Syrian Miniature Neutron Source Reactor (MNSR) was developed earlier to conduct the reactor neutronic analysis using the MCNP-4C code. The continuous energy neutron cross sections were evaluated from the ENDF/B-VI library. This model is used in this paper to calculate the following reactor core physics parameters: the clean cold core excess reactivity, calibration of the control rod and calculation its shut down margin, calibration of the top beryllium shim plate reflector, the axial neutron flux distributions in the inner and outer irradiation positions and calculations of the prompt neutron life time (l_p) and the effective delayed neutron fraction (鈅(eff)). Good agreements are noticed between the calculated and the measured results. These agreements indicate that the established model is an accurate representation of Syrian MNSR core and will be used for other calculations in the future. 【keyworks】MNSR;MCNP;Excess reactivity;Control rod;Beryllium shim;Flux
机译：叙利亚微型中子源反应堆（MNSR）的3-D中子模型较早开发，可使用MCNP-4C代码进行反应堆中子分析。从ENDF / B-VI库评估了连续能量中子截面。本文使用该模型来计算以下反应堆堆芯物理参数：清洁的冷堆芯过剩反应性，控制棒的校准并计算其关闭裕度，顶部铍匀场板反射器的校准，轴向中子通量分布。内部和外部辐照位置以及中子迅速寿命（l_p）和有效中子分数（鈅（eff））的计算。在计算结果和测量结果之间会发现良好的协议。这些协议表明，已建立的模型是叙利亚MNSR核心的准确代表，将来将用于其他计算。 【主要工作】MNSR; MCNP;反应过度;控制杆;铍垫片;助焊剂

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  • 来源
    《Annals of nuclear energy》 |2011年第5期|p.1211-1213|共3页
  • 作者

    K. Khattab; I. Sulieman;

  • 作者单位

    Nuclear Engineering Department, Atomic Energy Commission, P.O. Box 6091, Damascus, Syria;

    Nuclear Engineering Department, Atomic Energy Commission, P.O. Box 6091, Damascus, Syria;

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