Бидний тухай
Багш ажилтан
Энэхүү ажлаар бага чадлын түлшээ үржүүлэн шатаадаг реакторын дизайны нейтроникийн судалгааг Монте Карло аргад сууриласан Япон Улсын Атомын Энергийн Агентлагаас хөгжүүлсэн MVP-GMVP-II комьютерийн кодыг ашиглан гүйцэтгэсэн. Бага чадлын түлшээ үржүүлдэг реакторын хувьд шаталтыг эхлүүлэх нь чухал асуудал байдаг бөгөөд энэ ажлаар баяжуулсан ураныг голомтод бүсэд хуваан ачааллана шаталтын тооцоог гүйцэтгэсэн. Тооцооллын үр дүнгээс харахад бүс ачаалалтай голомт анхны ачаалласан түлшээр 70-аас дээш жил ажил байгаа нь энэхүү ачаалал үр дүнтэй байсныг илтгэж байна.
Энэхүү өгүүлэлд манай улсад байгалийн хийн нөөц тогтоогдоогүй, эрчим хүчний анхдагч эх үүсвэрийн ихэнх нь хүрэн нүүрс, уран тул цөмийн эрчим хүчний өндөр температурын реактор ба өндөр температурын цахилгаан химийн төхөөрөмжийг хослон ашигласнаар цахилгааны ачааллыг тохируулах, ус, нүүрснээс устөрөгч үйлдвэрлэж экологийн үнэмлэхүй цэвэр цөм-устөрөгчийн эрчим хүчний үзэл баримтлалыг ойрын ирээдүйд хөгжүүлэх асуудлыг дэвшүүлж тавив.
Энэ ажилд Финландын Техникийн Судалгааны төвийн хөгжүүлсэн SERPENT2.1.30 Монте карло кодыг ашиглан 20%-ийн баяжуулалттай ураны исэл (UO2) бүхий TRISO түлш, 100 МВт-ийн чадалтай, 927оС температурт ажиллах төвдөө ойлгогчтой, өндөр температурын хийн реакторын голомтын дизайныг хийж нейтроник тооцооллыг гүйцэтгэв. Тооцоололдоо ENDF/B-VI.8 цөмийн урвалын өгөгдлийн санг ашиглав. Ийм голомтын тооцоог өмнө нь тасралтгүй энергийн мужид болох шилжилтийг Монте Карло аргаар тооцоолдог MVP/GMVP 2.0 комьпютерийн кодыг ашиглан нейтроник тооцооллуудыг гүйцэтгэж анализ хийсэн. Ижил аргаар тооцоолол гүйцэтгэдэг кодууд ашиглан гарган авсан үр дүнгүүдийн харьцуулалт хийв.
Тамсагийн газрын тосны сав газрын Тосон-Уул орд орчмын хөрсөнд байгалийн (U-238, Th-232, Ra-226, K-40) болон үүсмэл цацраг идэвхт изотоп (Сs-137)-ын агуулалтыг судалж, тус орд орчмын цацрагийн дэвсгэр түвшинг тогтоох нь цацрагийн экологийн чухал ач холбогдолтой юм. Бидний судалгаагаар Тосон-Уулын ордын газрын тосны давхаргын ус Ra-226-аар баяжсан байгаагтогтоосон юм. Иймээс газрын тос олборлох явцад хүрээлэн буй орчны хөрс Ra-226 болон бусад цацраг идэвхт изотопуудаар бохирдох магадлал ихтэй болно. Газрын тос олборлох үед гадаад орчны цацрагийн хяналт, мониторинг хийхэд суурь өгөгдөл болох хөрсний цацрагийн дэвсгэр түвшний зураглал гаргасан болно
Tamsagbulag oil field in Dornod province, Mongolia has been in operation since 1998. During oil exploration and production processes, natural occurring radionuclides (U-238, Th-232, Ra-226, and K-40) in groundwater and crude oil come out on the surface. If radioactivity is much higher than background level, it may pose risk to human as well as surrounding environment. Naturally occurring radioactive materials (NORM) consist of usually industrial wastes or by-products enriched with radioactive elements found in the environment and their decay products. In order to establish radiological monitoring and risk assessment of oil production in Mongolia, soil, water, and petroleum samples were collected from the XIX block of the Tamsagbulag oil field, production units and camp area. Concentration of the aforesaid naturally occurring radionuclides and contamination level of Cs-137 in soil, water, and petroleum samples were determined by a high purity germanium detector (HPGe). The concentration of Ra-226, Th-232, and K-40 in soil samples were measured from 25.1 to 88.4 Bq/kg, from 19.0 to 32.3 Bq/kg, and from 993.1 to 1064.2 Bq/kg, respectively. The concentration of Ra-226 and U-238 in water samples were below than detection limit (0.4 Bq/L) of the HPGe detector. However, concentration of Ra-226 in the 200 m deep well of wastewater treatment plant, filter, and drinking water well was found ranging from 3.2 to 6.5 Bq/L, from 8.8 to 9.4 Bq/L, from 0.9 to 6.0 Bq/L respectively. The concentration of Ra-226, Th-232, and K-40 in petroleum samples varied from 14.8 to 28.0 Bq/L, from 0.6 to 1.6 Bq/L, and from 338.7 to 374.5 Bq/L, respectively. Further the measured concentrations were subjected to estimate the absorbed dose, the annual outdoor effective dose, as well as the total effective dose to camp residents according to the UNSCEAR method. K-40 contribution was higher to the effective dose from surface soil. Annual effective dose to residents who settle near to well loggings in the North-Toson Mountain estimated to be as 1.2 times lower than the world average. Therefore, the current study concluded that natural occurring radionuclides level were within natural background level.
In the present work, we have focused to design an annular and solid cylindrical prismatic, very high temperature reactor core (VHTR). The fundamental neutronic analyses using the continuous energy Monte Carlo code MVP2.0 and MVPBURN with the nuclear data library of JENDL-4.0 are carried out for the core with power of 100 MWth. In the study, it was used the advanced TRISO fuel with a solid layer of ZrC deposited over the kernel in which 235U was enriched by 20% of. The preliminary neutronic results are compared between the cores operating at temperature of 850oC with and without ZrC additional layer and it shows that the effective neutron multiplication factor in BOC and discharged burnup are increased, while a core lifetime is reduced due to existence of the ZrC layer. Therefore, neutronic feature of an annular prismatic VHTR core with ZrCcontaining TRISO fuel is improved for long term operation as higher fuel burnup in effect of inner reflector.
In the present work, we have designed annular cores of HTGRs in which the number of inner reflector blocks were one, seven and nineteen. The power of these reactors was the same as 100 MWt, as well as the number of fuel blocks in core and core size were the same. Then the fundamental neutronic analyses of those uniform cores for criticality and burn-up were performed using the continuous energy Monte Carlo code MVP2.0 and MVPBURN with the nuclear data library of JENDL-4.0. Next, calculations by introducing uniformly distributed burnable poison particles to suppress the excess reactivity and to flatten the reactivity swing and power peaking factor (PPF) during core operation were performed and obtained the optimal condition.
Байн –Өлгий аймгийн хөрсөн дэх дэх үүсмэл цацраг идэвхт изотоп Cs-137-ийн хуримтлалыг гамма спектрометрийн аргаар тодорхойлж, Дархан-Уул, Орхон, Сэлэнгэ, Төв, Өвөрхангай зэрэг төвийн бүсийн аймгуудын сумдын хөрсөн Cs-137-ийн хуримтлалын хэмжээтэй харьцуулан судалж, түүний гамма цацрагаас судалгаанд хамрагдсан сумдын оршин суугчдын жилд авах гадаад шарлагын эффектив эквивалент тунг үнэлсэн болно.
Төвийн бүс нутгийн Дархан-Уул, Орхон, Сэлэнгэ, Төв, Өвөрхангай аймгуудын сумдын хөрсөнд үүсмэл цацраг идэвхт изотоп-137Cs-ийн хэмжээг гамма спектрометрийни аргаар тодорхойлсон дүнг харьцуулан судалж, түүний гамма цацрагаас судалгаанд хамрагдсан сумдын оршин суугчдын жилд авах гадаад шарлагын эффектив эквивалент тунг үнэлсэн болно.
In this work, we have studied the lead-cooled fast reactor (LFR), one of the Gen-IV reactors for which a Russian type reactor with power of 300 MW(e)named BREST-OD-300 is a reference design. The purpose of this study is to investigate the lead-cooled fast reactor core design and to learn SERPENT-2 code as for basis to develop LFR core design for Mongolia. We have performed the preliminary neutronic analysis of BREST-OD-300 reactor core and three types of the fuel assembly using the continuous energy Monte Carlo SERPENT-2 code and cluster server at Nuclear Research Center, NUM. It is the firstly studied in NRC, NUM as for fast reactor core design and use of Serpent code. Fuel rods' diameters were different as 9.4 mm, 9.8 mm and 10.5 mm for the fuel assemblies in inner, intermediate and outer zones of the core, however, rod pitch was the same for these subassemblies in three zones.From the obtained results, the fuel assembly with the largest diameter gives higher effective neutron multiplication factor as an expectation, and the fuel assembly with the smallest diameter gives higher conversion ratios.
This paper presents the results of investigation of radioactive isotopes from the exploration oil field of Toson-Uul basin of Mongolia. The investigation of radioactive isotopes in the Toson-Uul exploration field has been carried out since 2012. In a result of environmental radiation monitoring such natural and artificial radioactive isotopes as uranium (238U), radium (226Ra), thorium (232Th), potassium (40K), cesium (137Cs) in 230 soil samples from XIX, XXI-fields of the Toson-Uul basin and bismuth (214Bi) and lead (214Pb) isotopes in 120 water samples were identified. The natural radioactive isotopes were identified in soil sampled from XIX and XXI-fields. Assessments of absorbed dose rate and effective equivalent dose for the population in the exploration field were conducted and results were compared with a worldwide average value.
We studied the capability of an annular, prismatic HTGR to remove decay heat passively. The purpose of the study was to obtain the design parameters relationship of the annular, prismatic HTGR with passive decay heat removal depending on power density profile and to compare them with those for solid cylinder one. The results showed that the safety feature of the annular reactor is improved a lot compared with that of cylinder one. The safety margin could be increased further by flattening the power density profile. Then fundamental neutronic analysis was performed for the annular reactor whose design parameters are obtained from the condition.
Энэ ажилд задралын дулаанаа идэвхгүйгээр зайлуулах чадвартай, төвдөө ойлгогчтой, өндөр температурын хийн реакторын голомтын дизайны судалгааг гүйцэтгэж, голомтын нейтроник үзүүлэлтэд өөр өөр зузаантай төвийн ойлгогч нөлөөг авч хэлэлцэв
