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Analysis of CANDU Reactor Performance Using Thorium Fuel:Comparison with Natural UO2 Case

材料科学与工程（中英文B版） 2020年第4期10卷 139-147页

作者： ali Yehia ellithi Afrah AL-Khawlani Faculty of Science Cairo UniversityCairo 12613Egypt Department of Alternative Energy Technology Philadelphia UniversityAmman 19392Jordan Physics Department Faculty of ScienceSana’a UniversitySana’a 72738Yemen

The purpose of the paper is to study the performance of the CANDU(Canada Deuterium Uranium)reactor when the reactor core is loaded with thorium fuel mixed with plutonium isotopes with ratio 3 and 5%.A three dimensional model is designed for the core of CANDU *** computer code MCNPX(Monte Carlo N–Particle Transport)is used to calculate the processes in its *** results are compared with natural UO2 case which is the typical fuel of the *** results show that the multiplication factor of the reactor is higher even in the case of thorium fuel mixed with 3%plutonium isotopes,which indicates longer neutron life cycle length and more economic utilization of the reactor.

关键词： CANDU reactor MCNPX code reactor burn up natural uranium thorium fuel

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Radiation Shielding Analysis for Pressurized Heavy Water Reactors (CANDU) Using MCNPX Code

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材料科学与工程（中英文B版） 2022年第2期12卷 50-57页

作者： Afrah El-Khawlani Moustafa Aziz ali ellithi Faculty of Science Sana’a UniversitySana’a 72738Yemen Nuclear and Radiological Regulatory Authority Nasr City 11762Cairo College of Science Cairo UniversityCairo 12613Egypt

MCNPX(Monte Carlo N-Particle Transport Code)computer code is used to design a model to CANDU(Canada Deuterium Uranium)reactor core and its shielding *** is assumed that reactor core is fueled with natural *** core radiation sources are calculated which consider prompt neutrons,neutron induced gamma and prompt gamma *** total neutron flux and dose rate are calculated along the shield and at outer shield *** results indicated that the major dose rate component at outer shield points is due to neutron induced gamma dose rate(μSv/h).

关键词： CANDU reactor MCNPX code reactor shielding natural uranium radiation source

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Analysis of Neutronic Parameters for Supercell of CANDU Reactor Using MCNPX Code

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材料科学与工程（中英文B版） 2013年第8期3卷 550-553页

作者： Afrah EL-Khawlani Moustafa Aziz Ibrahim ali ellithi College of Science Cairo University Cairo 12613 Egypt Physics Department Faculty of Science High Education Sana 'a Yemen Nuclear and Radiological Regulatory A uthority Nasr City Cairo

MCNPX code has been used for modeling and simulation of a supercell of CANDU Fuel, the supercell consists of two fuel bundle and adjuster rod. The fuel bundle are burnt in normal operation conditions of CANDU reactors. Natural uranium fuel is used in the model. The multiplication factor of the bundle is calculated during fuel burnup. The concentration of both uranium and plutonium isotopes are analysed in the bundle. The worth of the adjuster rod is calculated. Comparison of multiplication factor and worth of the adjuster rod with the previous published references showed good agreement.

关键词：代码分析超级单体 CANDU堆中子学 CANDU反应堆燃耗计算铀燃料运行条件

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