Core neutronics of research reactors using low enriched uranium in MTR type fuel

Araştırma reaktörlerinin MTR tipi yakıtlarındaki soğutucu kanal genişliğinin, grup sabitleri (örneğin D, $S_a$ ve $nS_f$, ) ve sonsuz çarpan faktörü (k.)$ üzerine etkisi standard bilgisayar kodu WIMS-D/4 kullanılarak incelenmiştir. Soğutucu kanal genişliği arttıkça yukardaki parametrelerin hepsinde azalma görülmüştür. Bununla birlikte yakıt demetinde 23 plaka olduğu ve 290 g $^{235}U$ yüklemesi yapıldığı zaman 2.1 mm'lik su soğutucu genişliğinde k. maksimum bir değer göstermektedir. Her yakıt plakasına yüklenen $^{235}U$'daki artış sonsuz çarpan faktörü ve optimum su kanal genişliğinde artışa sebep olmaktadır. CITATION bilgisayar kodu ilk kritik kalbi tahmin etmede kullanılmıştır. Pakistan Araştırma Reaktörü'nün (PARR-1) kritikleşme çalışmaları tahminlerle uyum içindedir.

The effect of coolant channel width in MTR type fuel of research reactors on the group constants such as D, $Sigma_a$ and $vSigma_f$, and infinite multiplication factor $(k_{infty})$ have been studied using a standard computer code WIMS-D/4. It has been found that an increase in coolant channel width results in a decrease in the values of all these quantities. However, $(k_{infty})$ shows a maximum at a water coolant width of 2.1 mm when $^{235}U$ loading is 290 g and fuel bundle has 23 fuel plates. The increase in $^{235}U$ loading per fuel plate results in an increase in the optimal water channel width and infinite multiplication factor. The computer code CITATION has been used to predict the first critical core. The criticality studies of Pakistan Research Reactor-1 (PARR-1) are in good agreement with the predictions.

___