محمد زارعی بیناباج - دانشکده ی مهندسی هسته ای، دانشگاه شهید بهشتی، صندوق پستی: ۱۹۸۳۸۹۶۳۱۱۳، تهران ایران
نعیم الدین متاجی کجوری - گروه پژوهشی ایمنی هسته ای و حفاظت پرتوی، پژوهشگاه علوم و فنون هسته ای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: ۸۳۶-۱۴۳۹۵، تهران ایران
عبدالحمید مینوچهر - گروه پژوهشی ایمنی هسته ای و حفاظت پرتوی، پژوهشگاه علوم و فنون هسته ای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: ۸۳۶-۱۴۳۹۵، تهران ایران

در این مطالعه، یک طراحی روسی از رآکتورهای سریع خنک شده با سرب مذاب، با سوخت ترکیبی اورانیم- پلوتونیم نیترید انتخاب شد. برای نشان دادن این مهم که طراحی مذکور از ایمنی ذاتی به عنوان یکی از معیارهای پیشنهادی نسل چهارم رآکتورهای هسته ای برخوردار است، شبیه سازی دقیقی از قلب با کمک کد محاسباتی MCNP انجام شد. سطح مقطع های مواد موجود در قلب با استفاده از نرم افزارهای MAKXF و NJOY در دماهای مختلف تهیه و برخی پارامترهای پویا و ناپویا نظیر ضریب تکثیر موثر قلب، کسر موثر و شش گروهی نوترون های تاخیری محاسبه شدند. بازخورهای واکنش پذیری حرارتی با تغییر مشخصه ها و اندازه های مولفه های قلب در کد MCNP و مشاهده ی اثر آن بر روی keff محاسبه شدند. یک مدل سیستمی کامل، با لحاظ نمودن زیرسیستم های نوترونی و ترموهیدرولیکی و بازخورهای حرارتی تهیه و بر مبنای آن ضریب توانی واکنش پذیری و حاشیه ی واکنش پذیری (معیاری از واکنش پذیری بیشینه ی قابل تزریق به قلب) محاسبه شد. بر این اساس با توجه به این که مقدار این حاشیه ی واکنش پذیری کم تر از کسر موثر نوترون های تاخیری قلب است، این طراحی مجهز به ایمنی ذاتی دانسته شده است چرا که امکان بحرانی شدگی آنی در اثر تزریق واکنش پذیری در دسترس وجود ندارد. هم زمان برخی حالت های گذرا نیز به منظور اثبات ایمنی ذاتی قلب در نظر گرفته شدند. تحلیل پایداری پویا بر مبنای تشکیل ماتریس گذر حالت برای معادله های معرف سیستم و محاسبه ی ویژه مقدارهای این ماتریس که همان قطب های سیستم اند، نیز انجام شد. مجموعه ای از قطب ها که همگی دارای بخش حقیقی منفی اند، خود معرف یک سیستم پایدار پویا بوده و معیار دیگری از ایمنی ذاتی است.  

ایمنی ذاتی, رآکتور سریع خنک شده با سرب, حاشیه ی واکنش پذیری, بازخور واکنش پذیری حرارتی