Tính toán hệ số nhiệt độ của độ phản ứng đối với lò phản ứng hạt nhân loại MNSR

TAÏP CHÍ PHAÙT TRIEÅN KH&CN, TAÄP 15, SOÁ T1 2012 
 Trang 5 
TÍNH TOÁN H
 S NHI
T Đ CA Đ PHN NG ĐI VI LÒ PHN NG H	T 
NHÂN LO	I MNSR 
Đ
 Quang Bình (1), Nguyn Hoàng Hi (2) 
(1) Trưng Đi hc Sư phm K thut Tp. HCM, 
(2) Trung tâm Nghiên cu và Tri	n khai Công ngh
 Bc x, Tp. HCM 
(Bài nh
n ngày 03 tháng 01 năm 2012, hoàn chnh sa cha ngày 25 tháng 05 năm 2012) 
TÓM T
T: Bài báo này trình bày kt qu ñánh giá h	ng s
 nhóm ñ
i vi nhiên liu và các v
t 
liu quan tr
ng trong vùng hot ca lò phn ng ht nhân MNSR và h s
 nhit ñ cht làm ch
m ca 
ñ phn ng ca lò phn ng này thông qua tính toán toàn lò. Trong nghiên cu này, h	ng s
 nhóm 
ñưc tính toán b	ng chương trình WIMSD và tính toán toàn lò ñưc thc hin b	ng chương trình 
CITATION. Công trình này cũng trình bày mt phương pháp ñánh giá h s
 nhit ñ cht làm ch
m ca 
ñ phn ng ti các nhit ñ khác nhau và giá tr trung bình ca nó trong mt khong nhit ñ trc tip 
thông qua giá tr ca nhit ñ cht làm ch
m ñ
i vi lò phn ng loi MNSR. Phương pháp này cung 
cp mt biu din toán h
c thu
n li cho các tính toán ñng h
c và ñánh giá an toàn lò phn ng ht 
nhân. 
T khóa: lò phn ng ht nhân, MNSR, h	ng s
 nhóm, h s
 nhit ñ cht làm ch
m ca ñ 
phn ng, WIMSD, CITATION. 
M
 ĐÂU 
Lò phn ng ht nhân MNSR (Miniature 
Neutron Source Reactor) [1] là loi lò phn ng 
nghiên cu công sut thp (công sut danh ñnh 
là 30 kW), do Trung Quc thit k và sn xut 
da trên thit k ca lò phn ng ht nhân 
SLOWPOKE ca Canada. Đây là loi lò phn 
ng b	 bơi (tank-in-pool), làm chm và ti 
nhi
t bng nưc nh, phn x bng beryllium 
và thanh ñiu khi	n ñưc làm bng vt li
u 
cadmium. Vùng hot lò phn ng có 347 thanh 
nhiên li
u, 4 thanh ni (tie rod) làm bng thép 
không r và 3 gi thanh (dummy rod) bng 
nhôm. Loi nhiên li
u ñưc s dng trong lò là 
UAl4-Al vi mt ñ 3,456 g/cm3 và ñ làm 
giàu 235U là 90%. Các thông s quan trng ca 
loi lò MNSR ñưc tóm tt trong Bng 1. Cu 
trúc ca lò MNSR ñưc mô t trên Hình 1. 
Bng 1. Mt s thông s chung ca loi lò 
MNSR 
Loi lò B	 bơi (tank-in-pool) 
Công sut danh ñnh 30 kW 
Cht ti nhi
t Nưc nh 
Cht làm chm Nưc nh 
Cht phn x Beryllium 
Thanh ñiu khi	n Cadmium 
Nhiên li
u UAl4 - Al 
Đ làm giàu 235U 90% 
Khi lưng 235U trong mt 
thanh nhiên li
u 
2,88 g 
Báo cáo này trình bày kt qu tính toán mt 
thông s an toàn quan trng ca lò phn ng 
Science & Technology Development, Vol 15, No.T1 2012 
Trang 6 
MNSR là h
 s nhi
t ñ cht làm chm ca ñ 
phn ng bng h
 chương trình tính toán toàn 
lò CITATION [2] và chương trình tính toán ô 
mng WIMSD [3]. Trong ñó, chương trình 
CITATION có nhi
m v gii h
 phương trình 
khuch tán neutron nhiu nhóm năng lưng 
bng phương pháp sai phân hu hn ñ	 xác 
ñnh các ñ c trưng vt lý toàn lò và hng s 
nhóm ca các loi vt li
u trong lò ñưc chu!n 
b b"i chương trình WIMSD. 
Chương trình CITATION ñưc xây dng ti 
Phòng Thí nghi
m Quc gia Oak Ridge, 
Tennessee, USA; dùng ñ	 gii các bài toán liên 
quan ñn bi	u di#n sai phân hu hn lý thuyt 
xp x khuch tán ca phương trình vn chuy	n 
neutron. Chương trình còn ñưc thit k ñ	 gii 
các bài toán cháy nhiên li
u trong vùng hot lò 
và các bài toán ñng lc hc nói chung, cùng 
vi ho c không kt hp vi bài toán thay th 
nhiên li
u ñ	 phân tích ña chu trình nhiên li
u. 
Trong tính toán toàn lò, ngưi s dng phi 
cung cp s li
u ñ$u vào mô t cu trúc hình 
hc, thành ph$n vt li
u, d l
u vn hành ca 
lò phn ng, la chn mô hình và phương pháp 
tính toán ... Chương trình CITATION ñưc vit 
bng ngôn ng lp trình FORTRAN và g%m 
210 chương trình con. Phiên bn ñưc s dng 
trong tính toán này là CITATION-LDI 2. 
Chương trình WIMSD ñưc xây dng và phát 
tri	n b"i T& chc Năng lưng nguyên t 
Winfrith, dùng ñ	 tính toán ô mng ca lò phn 
ng. Chương trình này ñưc vit bng ngôn 
ng lp trình FORTRAN và dưi dng các 
module, bao g%m mt chương trình chính và 16 
chương trình con. Cu trúc ca chương trình 
WIMSD bao g%m ba ph$n: tính toán nhiu 
nhóm năng lưng, tính toán ít nhóm năng 
lưng và hi
u chnh. Trong nghiên cu này, 
phiên bn WIMSD-5A ñưc s dng cùng vi 
thư vi
n s li
u WIMS ‘1986’, trong ñó năng 
lưng neutron t' 10 MeV ñn 0 MeV ñưc 
chia thành 69 nhóm. S li
u ñ$u vào cho 
chương trình này là các thông s hình hc và 
vt li
u ca ô mng nhiên li
u và la chn mô 
hình tính toán. 
H
 s nhi
t ñ ca ñ phn ng αT ñ c trưng 
cho tc ñ thay ñ&i ca ñ phn ng theo nhi
t 
ñ cht làm chm và ñưc tính bng công thc 
[4]: 
T
k
kT
eff
eff
T ∂
∂
=
∂
∂
= 2
1ρ
α (1) 
Trong ñó, ρ là ñ phn ng, keff là h
 s nhân 
hi
u dng ca lò phn ng và T là nhi
t ñ cht 
làm chm. 
TAÏP CHÍ PHAÙT TRIEÅN KH&CN, TAÄP 15, SOÁ T1 2012 
 Trang 7 
Hình 1. Cu trúc lò phn ng ht nhân MNSR 
PHƯƠNG PHÁP 
Mô hình tính toán ca bài toán ô mng 
Trong nghiên cu này, phương pháp ta ñ 
gián ñon [5] và mô hình ô mng pincell trong 
chương trình WIMSD ñưc s dng ñi vi bài 
toán ô mng. Tính toán nhiu nhóm s dng 69 
nhóm năng lưng chu!n ca thư vi
n chương 
trình WIMSD. Tính toán ít nhóm s dng bn 
nhóm năng lưng. Cu trúc ca bn nhóm năng 
lưng này như sau: nhóm mt t' 10 MeV ñn 
0,821 MeV; nhóm hai t' 0,821 MeV xung 
5530 eV; nhóm ba t' 5530 eV xung 0,625 eV 
và nhóm bn t' 0,625 eV xung 0 eV. 
Hình 2. Mô hình mt ô mng nhiên li
u trong bài 
toán ô mng 
Ô mng nhiên li
u (Hình 2) ñưc tính tương 
ñương vi mt thanh nhiên li
u. Mô hình 
pincell ca mt ô mng nhiên li
u bao g%m 
năm lp, cha các thành ph$n l$n lưt là nhiên 
li
u, v* bc, cht làm chm, nhôm và thép 
không r. Thành ph$n nhôm trong lp th tư 
Science & Technology Development, Vol 15, No.T1 2012 
Trang 8 
ging vi các thanh nhôm (dummy rod), còn 
thành ph$n thép không r trong lp th năm 
ging vi các thanh ni (tie rod) trong vùng 
hot. T l
 di
n tích gia các lp ñưc gi 
nguyên như trong thc t. Di
n tích ca lp 
cht làm chm trong ô mng bng di
n tích 
cht làm chm thc t trong vùng hot chia cho 
s lưng các thanh nhiên li
u trong vùng hot 
(347 thanh). Di
n tích lp nhôm và thép không 
r ca ô mng bng di
n tích ca các thanh 
nhôm (ba thanh) và thép không r (bn thanh) 
trong vùng hot chia cho s lưng các thanh 
nhiên li
u. Vi cách tính như vy, bán kính 
ngoài ca các lp trong ô mng nhiên li
u như 
sau: 0,215 cm; 0,275 cm; 0,61820 cm; 0,61873 
cm và 0,61971 cm. 
Ô mng thanh ñiu khi	n bao g%m sáu lp: 
cadmium, v* bc thanh ñiu khi	n, lp nưc 
nh tương ng vi thanh ñiu khi	n, lp nưc 
nh tương ng vi nhiên li
u, v* bc nhiên li
u 
và nhiên li
u. Ba lp ñ$u s+ ñưc tính như mt 
vùng và hng s nhóm ca vùng này ñưc s 
dng như hng s nhóm ca thanh ñiu khi	n. 
Bán kính ngoài ca các lp trong ô mng thanh 
ñiu khi	n l$n lưt là: 0,195 cm; 0,245 cm; 
0,575 cm; 0,8632 cm; 0,9600 cm và 1,0949 cm. 
Ô mng nưc nh và ô mng beryllium có 
cu trúc ging nhau, g%m sáu lp, năm lp ñ$u 
tương t như trong ô mng nhiên li
u ñóng vai 
trò là ngu%n neutron, lp th sáu là nuc nh 
ho c Beryllium. 
Mô hình tính toán toàn lò 
Bài toán toàn lò gii h
 phương trình khuch 
tán nơtron nhiu nhóm trong môi trưng lò 
phn ng [2]: 
∑ ∑ Φ
Σ
+Σ=ΦΣ+Σ+∆Φ →→
' '
',
',,
',,,',,,,,gr, )
)(()(D-
g g
gr
eff
grfg
ggrsgrggrsgragr k
νχ
(2) 
Trong ñó, ∆ là ký hi
u toán t Laplacian 
hình hc, φr,g là thông lưng nơtron ti v trí r 
vi năng lưng thuc nhóm g, Σa,r,g là tit di
n 
hp th vĩ mô nhóm g ti v trí r, Σs,r,g→g’ là tit 
di
n tán x vĩ mô t' nhóm g ñn nhóm g’ ti v 
trí r, D r,g là h
 s khuch tán nơtron ti v trí r 
ñi vi nơtron nhóm g, νΣf,r,g là tit di
n sinh 
nơtron vĩ mô, χg là ph$n nơtron nhóm g ñưc 
to ra t' phn ng phân hch ht nhân, keff là 
h
 s nhân hi
u dng ca LPU. 
Chương trình CITATION ñưc xây dng ñ	 
gii phương trình (2) bng phương pháp sai 
phân hu hn trong hình hc t&ng quát. Trong 
nghiên cu này, hình hc ñưc s dng trong 
bài toán toàn lò là hình hc hai chiu (R, Z). 
Điu ki
n biên phn x ñưc s dng theo 
chiu cao Z ti ñưng trung tâm ca vùng hot 
còn ti các m t biên khác là ñiu ki
n biên 
ngoi suy. 
Theo chiu bán kính R, lò ñưc chia làm sáu 
vùng vi kích thưc l$n lưt là: 0,575 cm; 
10,975 cm; 0,6 cm; 2,35 cm; 7,25 cm và 30 cm. 
Theo chiu cao Z, lò ñưc chia làm tám vùng 
vi kích thưc l$n lưt là 19 cm; 1 cm; 0,75 
cm; 0,85 cm; 12 cm; 11 cm; 5,1 cm và 20 cm. 
Hình 3 mô t s phân vùng lò phn ng trong 
TAÏP CHÍ PHAÙT TRIEÅN KH&CN, TAÄP 15, SOÁ T1 2012 
 Trang 9 
tính toán toàn lò. Vùng th hai t' trên xung 
dưi theo chiu Z dành cho beryllium ti ñnh 
vùng hot. Vùng th năm và vùng th sáu t' 
trên xung theo chiu Z dùng ñ	 kho sát hi
u 
dng ca thanh ñiu khi	n. Kích thưc ca 
vùng th năm ñưc thay ñ&i tương ng vi 
chiu dài ph$n thanh ñiu khi	n ñưc ñưa vào 
vùng hot, ñ%ng thi kích thưc vùng th sáu 
s+ thay ñ&i tương ng, sao cho t&ng kích thưc 
vùng th năm và th sáu luôn bng chiu cao 
vùng hot (23 cm). 
Hình 3. Mô hình cho tính toán toàn lò bng chương trình CITATION 
 19 
1 
0,75 
0,85 
12 
11 
5,1 
 Z (cm) 
0,575 10,975 0,6 2,35 7,25 30 
R (cm) 
: Nhiên li
u 
: Thanh ñiu khi	n 
: Nưc nh 
: Beryllium 
Science & Technology Development, Vol 15, No.T1 2012 
Trang 10 
KT QU 
Kt qu bài toán ô mng 
Kt qu ca bài toán ô mng ñưc trình bày 
" ñây là hng s nhóm ca các loi vt li
u ñi 
vi 4 nhóm năng lưng. Kt qu này ñưc s 
dng cho bài toán toàn lò. Bng 2 và 3 trình 
bày kt qu tính hng s nhóm ca các loi ô 
mng ca lò phn ng MNSR ti nhi
t ñ 20 
0C. Trong ñó, Dg là h
 s khuch tán nhóm g; 
Σa,g là h
 s hp th nhóm g; νΣf,g là tit di
n 
sn sinh neutron nhóm g và Σs,g→1, Σs,g→2, 
Σs,g→3, Σs,g→4 l$n lưt là tit di
n tán x t' 
nhóm g ñn nhóm 1, 2, 3 và 4. 
Bng 2. Hng s nhóm ca các loi vt li
u 
Loi ô mng Nhóm năng lưng g Dg(cm) Σa,g (cm-1) νΣf,g (cm-1) 
Nhiên li
u 1 
2 
3 
4 
2,248100 
1,188900 
0,684209 
0,210507 
7,77622.10-4 
6,65789.10-4 
1,08263.10-2 
1,11783.10-1 
1,06855.10-3 
1,21476.10-3 
1,49489.10-2 
2,00513.10-1 
Thanh ñiu khi	n 1 
2 
3 
4 
1,984330 
1,095480 
0,598309 
0,213999 
6,12168.10-4 
1,27875.10-3 
1,38115.10-2 
3,62198.10-1 
0 
0 
0 
0 
Beryllium 1 
2 
3 
4 
1,523790 
0,615631 
0,484121 
0,445616 
0 
9,21669.10-8 
2,80964.10-5 
5,55273.10-4 
0 
0 
0 
0 
Nưc nh 1 
2 
3 
4 
2,133560 
1,075340 
0,580353 
0,157778 
4,04460.10-4 
9,27828.10-6 
9,34747.10-4 
1,87768.10-2 
0 
0 
0 
0 
Bng 3. Tit di
n tán x ca các loi vt li
u 
Loi ô mng Nhóm năng lưng g Σs,g→1 (cm-1) Σs,g→2 (cm-1) Σs,g→3 (cm-1) Σs,g→4 (cm-1) 
Nhiên li
u 1 
2 
3 
4 
0 
0 
0 
0 
9,35398.10-2 
0 
0 
0 
5,55658.10-4 
1,06761.10-1 
0 
4,91624.10-4 
0 
1,03303.10-5 
1,01535.10-1 
0 
Thanh ñiu khi	n 1 
2 
3 
4 
0 
0 
0 
0 
9,74437.10-2 
0 
0 
0 
5,92169.10-4 
1,05260.10-1 
0 
1,39438.10-3 
0 
1,01094.10-5 
8,83936.10-2 
0 
Beryllium 1 
2 
3 
4 
0 
0 
0 
0 
6,89230.10-2 
0 
0 
0 
0 
1,57782.10-2 
0 
2,95701.10-4 
0 
0 
1,23376.10-2 
0 
TAÏP CHÍ PHAÙT TRIEÅN KH&CN, TAÄP 15, SOÁ T1 2012 
 Trang 11 
Nưc nh 1 
2 
3 
4 
0 
0 
0 
0 
1,13048.10-1 
0 
0 
0 
7,02058.10-4 
1,40484.10-1 
0 
1,28207.10-4 
0 
1,36645.10-5 
1,37015.10-1 
0 
Tha s nhân hiu dng ca lò phn ng 
Kt qu ca bài toán ô mng ñưc s dng 
ñ	 gii bài toán toàn lò ñưc thc hi
n bng 
chương trình CITATION. Trong các tính toán 
th'a s nhân hi
u dng ñưc thc hi
n " ñây, 
thanh ñiu khi	n trung tâm ñưc rút hoàn toàn 
kh*i vùng hot lò phn ng và các tm phn x 
beryllium phía trên vùng hot ñưc thay bng 
nưc. Kt qu tính th'a s nhân hi
u dng keff 
tương ng vi nhi
t ñ cht làm chm khác 
nhau ñưc trình bày trên bng 4. Hình 4 bi	u 
di#n bng ñ% th s bin ñ&i ca th'a s nhân 
hi
u dng theo nhi
t ñ cht làm chm. Có th	 
nhn thy rng th'a s nhân hi
u dng keff 
gim tuyn tính theo nhi
t ñ T ca cht làm 
chm. S ph thuc này có th	 ñưc bi	u di#n 
b"i hàm khp bình phương ti thi	u dng tuyn 
tính như sau: 
006307,1000121,0 +×−= Tkeff (3) 
Bng 4. S ph thuc ca h
 s nhân hi
u dng là h
 s nhi
t ñ ca ñ phn ng vào nhi
t ñ 
cht làm chm 
T (0C) keff αT (mk/0C) 
20 1,003908 -0,125 
30 1,002576 -0,129 
40 1,001557 -0,132 
50 1,000204 -0,135 
Hình 4. Bin ñ&i ca th'a s nhân hi
u dng keff vào nhi
t ñ cht làm chm T 
Science & Technology Development, Vol 15, No.T1 2012 
Trang 12 
H s nhit ñ ca ñ phn ng 
Da trên hàm bi	u di#n s ph thuc keff vào 
T ñã thu ñưc trên ñây, theo công thc (1) có 
th	 xác ñnh h
 s nhi
t ñ cht làm chm ca 
ñ phn ng αT như sau: 
( ) ( )22 006307,1000121,0
000121,0000121,0
+×−
−
=
−
=
TTkeff
Tα
 (4) 
Kt qu tính toán h
 s nhi
t ñ cht làm 
chm ca ñ phn ng αT theo nhi
t ñ ñưc 
trình bày trên ct 3 bng 4. Kt qu cho thy h
s nhi
t ñ ca ñ phn ng tăng nh theo nhi
t 
ñ cht làm chm. 
Trong vn hành và tính toán phân tích an 
toàn, giá tr trung bình ca h
 s nhi
t ñ ca 
ñ phn ng αT trong vùng nhi
t ñ vn hành 
ca lò phn ng thưng ñưc quan tâm. Giá tr 
trung bình ca αT trong khong nhi
t ñ t' T1 
ñn T2 có th	 ñưc xác ñnh b"i phương trình 
sau: 
( )
( )
( ) ( )





−
−
=
−
=
−
= ∫∫
2112
2
1212
111111
2
1
2
1
TkTkTT
dk
kTT
dT
TT effeff
Tk
Tk
eff
eff
T
T
TT
eff
eff
αα
 (5) 
S dng phương trình (3) s+ thu ñưc bi	u 
thc: 
( )( )006307,1000121,0006307,1000121,0
000121,0
21 +×−+×−
−
=
TTT
α (6) 
Đi vi khong nhi
t ñ làm vi
c ca cht 
làm chm lò phn ng MNSR t' 20 0C ñn 50 
0C giá tr trung bình ca h
 s nhi
t ñ ca ñ 
phn ng xác ñnh t' công thc (6) là Tα = - 
0,121 mk/0C. Kt qu này phù hp tt vi báo 
cáo phân tích an toàn SAR như ñưc trích d0n 
trong công trình ca I. Khamis và I. Sulieman 
[6] khi h
 s nhi
t ñ cht làm chm ca ñ 
phn ng ñưc ñánh giá ñi vi khong bin 
thiên nhi
t ñ t' 20 0C ñn 45 0C là Tα ≈ - 0,1 
mk/0C và vi kt qu tính toán ca A. Hainoun 
và các cng s [7] bng chương trình Monte 
Carlo MCNP cho thy trong khong nhi
t ñ t' 
20 0C ñn 50 0C h
 s nhi
t ñ cht làm chm 
ca ñ phn ng là Tα = - 0,11233 mk/
0C. Giá 
tr âm ca h
 s này cho thy loi lò phn ng 
MNSR có ñ c tính an toàn ni ti. Đây là mt 
trong nhng ưu ñi	m ca loi lò MNSR. 
KT LU!N 
Kt qu tính toán ñã cho thy th'a s nhân 
hi
u dng keff ca lò phn ng MNSR gim d$n 
khi nhi
t ñ cht làm chm tăng lên và h
 s 
nhi
t ñ ca ñ phn ng có ñ ln tăng nh 
theo nhi
t ñ cht làm chm. Giá tr trung bình 
ca h
 s nhi
t ñ cht làm chm ca ñ phn 
ng xác ñnh ñi vi khong nhi
t ñ làm vi
c 
ca cht làm chm t' 20 0C ñn 50 0C là Tα = 
- 0,121 mk/0C. Kt qu này phù hp tt vi kt 
qu tính toán ca tác gi khác trong các công 
trình [6, 7] ñi vi loi lò phn ng MNSR, và 
có giá tr cùng bc vi kt qu tính toán và thc 
nghi
m ñi vi lò phn ng ht nhân Đà Lt s 
dng nhiên li
u loi VVR-M2 [8] (αT ≈ -0,15 ÷ 
TAÏP CHÍ PHAÙT TRIEÅN KH&CN, TAÄP 15, SOÁ T1 2012 
 Trang 13 
-0,45 mk/0C). Giá tr âm ca h
 s này cho thy 
loi lò MNSR có tính an toàn ni ti. Kt qu 
tính toán cũng cho thy phương pháp ñánh giá 
h
 s nhi
t ñ cht làm chm ca ñ phn ng, 
kt qu và mô hình tính toán ca bài toán ô 
mng và bài toán toàn lò ñi vi lò MNSR ñã 
xây dng trong công trình này là phù hp và tin 
cy. 
Riêng ñi vi loi lò MNSR, khi s bin ñ&i 
ca th'a s nhân hi
u dng keff theo nhi
t ñ 
cht làm chm có dng tuyn tính, vi
c s dng 
bi	u di#n toán hc dng (4) và (6) cho phép 
ñánh giá h
 s nhi
t ñ cht làm chm ca ñ 
phn ng αT ti t'ng nhi
t ñ xác ñnh và tính 
toán giá tr trung bình Tα trong mt khong 
nhi
t ñ nht ñnh trc tip thông qua giá tr 
nhi
t ñ ñ$u và cui. Kt qu này cung cp mt 
bi	u di#n toán hc thun li cho các tính toán 
ñng hc và tính toán ñánh giá an toàn lò phn 
ng. 
CALCULATION OF THE MODERATOR TEMPERATURE COEFFICIENT OF 
REACTIVITY FOR MINIATURE NEUTRON SOURCE REACTORS 
Do Quang Binh(1), Nguyen Hoang Hai(2) 
(1) University of Technical Education Ho Chi Minh City 
(2) Research and Development Center for Radiation Technology, Ho Chi Minh city 
This paper presents results of the evaluated group constants for fuel and other important 
materials of the Miniature Neutron Source Reactor (MNSR) and the moderator temperature coefficient 
of reactivity through global reactor calculation. In this study, the group constants were calculated with 
the WIMSD code and the global reactor calculation is accomplished by the CITATION code. This 
work also presents a method for evaluation of the moderator temperature coefficient of reactivity at 
different temperatures and it’s average value in a range of temperatures directly through the values of 
moderator temperature for MNSRs. This method provides simple analytical representation convenient 
for reactor kinetics calculation and reactor safety assessment. 
Keywords: nuclear reactor, MNSR, group constants, moderator temperature coefficient of 
reactivity, WIMSD, CITATION. 
TÀI LI
U THAM KHO 
[1]. A. Hainoun, S. Alissa, Full-scale 
modelling of the MNSR reactor to 
simulate normal operation, transients and 
reactivity insertion accidents under 
natural circulation conditions using the 
thermal hydraulic code ATHLET, 
Nuclear Engineering and Design, 235, 
33 - 52 (2005). 
Science & Technology Development, Vol 15, No.T1 2012 
Trang 14 
[2]. T. B. Fowler, D. R. Vondy, F. B. 
Kemshell, Nuclear Reactor Core 
Analysis Code: CITATION. ORNL-TM-
2496, RSICC (1971). 
[3]. AEA Technology, WIMSD – A 
neutronics Code for Standard Lattice 
Physics Analysis, ANSWERS Software 
Service (1997). 
[4]. G. I. Bell, S. Glasstone, Nuclear Reactor 
Theory, Van Nostrand Reinhold 
Company, New York (1970). 
[5]. J. J. Duderstadt, L. J. Hamilton, Nuclear 
Reactor Analysis, John Wiley & Sons, 
New York (1976). 
[6]. I. Khamis, I. Sulieman, Monte Carlo 
simulation of a conceptual thermal 
column in the Syrian miniature neutron 
source reactor using MCNP – 4C, Annals 
of Nuclear Energy, 33, 622 – 626 (2006). 
[7]. A. Hainoun, H. Haj Hassan, N. Ghazi, 
Determination of major kinetic 
parameters of the Syrian MNSR for 
different fuel loading using Monte Carlo 
technique, Annals of Nuclear Energy, 36, 
1663 – 1667 (2009). 
[8]. Đ. Q. Bình, N. P. Lân, N. K. Cưng, 
Đánh giá lý thuyt các ñ c trưng vt lý 
nơtron ca ô mng nhiên li
u lò phn 
ng ht nhân Đà Lt, Tuyn t
p báo cáo 
khoa h
c Hi ngh toàn qu
c ln th IV 
v Khoa h
c và Công ngh ht nhân, 26-
27/4/2001, Hà Ni, NXB KH&KT Hà 
Ni, 68–72 (2002).