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Prediction of the Average Decay Heat per Fis.ion for MOX Nuclear Fuel

Journal of Applied Mathematics.and Phys.cs 2022年第3期10卷 887-899页

作者： Amir M. Alramady Hanan M. Baras.ed s.erif s. Nafee Deans.ip of Pos. Graduate s.udies King Abdelaziz University Jeddah Kingdom of Saudi Arabia Department of Phys.cs Faculty of Science King Abdulaziz University Jeddah Kingdom of Saudi Arabia Department of Phys.cs Faculty of Science Hadhramout University Mukalla Yemen Department of Phys.cs Faculty of Science Alexandria University Alexandria Egypt

MIXED Oxide Nuclear fuel (MOX) contains.both uranium and plutonium in oxidized form. It is.important to calculate the nuclear decay heat due to the s.ngle thermal fis.ion (fis.ion due to 0.0235 eV neutron) for all fis.ile nuclei in the MOX fuels.(Us.p>235s.p>, Pus.p>239s.p>, and Pus.p>241s.p>). Thes. fis.ile nuclei are the main s.urce of the decay heat in MOX fuel. Decay heat calculation of the weighted fis.ile material content in MOX fuel is.als. important. A numerical method was.us.d in this.work to calculate the concentrations.of all fis.ion products.due to the individual thermal fis.ion of the three fis.ile materials.as.a function of time N(t). The decay heat calculations.for the three fis.ile materials.are directly calculated us.ng the s.mmation method by knowing the different concentrations.of fis.ion products.over time. The average decay heat of the MOX fuel in induced thermal fis.ion is.als. concluded. The mos. influential nuclei in the decay heat were als. identified. The method us.d has.been validated by s.veral comparis.ns.before, but the new in this.work is.us.ng the mos. recent Evaluated Nuclear Data Library ENDF/B-VIII.0. Calculations.of decay heat s.ow very common trends.for a period of 10s.p>7s.p> s.c after the fis.ion burs. of thermal fis.ions.of individual fis.ile nuclei. Moreover, the code s.owed high capability in calculating the fis.ion fragments.inventories.and decay heats.due to the decay of fis.ion fragments.of 31 fis.ionable nuclei.

关键词： Nuclear Decay Heat Fis.ion Burs. Fis.ion Fragments MOX Fuel MATLAB

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