بررسی فعال سازی نوترونی در حفاظهای راکتور ایتر
thesis
- author وهاب الدین رفیعی
- adviser نوید ایوبیان ایرج جباری
- Number of pages: First 15 pages
- publication year 1392
abstract
در نیروگاه های هسته ای با توجه به احتمال خرابی تجهیزات، تعمیر و نگهداری از آن ها امری اجتناب ناپذیر است. از مهمترین علل پرتوگیری پرسنل تعمیرات پس از خاموش سازی راکتورهای هسته ای، گاماهای ساطع شده از تجهیزات موجود در محوطه ی اصلی راکتور ناشی فعال سازی نوترونی می باشد. این مسئله در مورد راکتورهای گداخت هسته ای نیز صادق است. تحقیقات انجام شده بر روی راکتورهای گداخت تاکنون بیشتر به سمت بررسی ایمنی کارکنان و میزان پرتوگیری آن ها در زمان کارکرد راکتور و نیز طراحی حفاظ های جدید در این رابطه معطوف بوده است. لذا در این تحقیق سعی شده ضمن محاسبه میزان فعال سازی نوترونی در حفاظ های راکتورiter (international thermonuclear experimental reactor)، زمان مجاز برای ورود پرسنل به ساختمان اصلی راکتور پس از خاموشی محاسبه می شود. iter بزرگترین طرح یک راکتور همجوشی هسته ای است که تاکنون طراحی شده و توسط چندین کشور در جنوب فرانسه در حال ساخت می باشد. این راکتور با استفاده از واکنش دوتریوم- تریتیوم (d-t) در محیط پلاسما، نوترون هایی با انرژی mev 1/14 تولید کرده و متوسط شار آن ها حدود n.cm??.sec?? 1013 می باشد. برای شبیه سازی این راکتور، محاسبه شار نوترون و آهنگ دز از کد mcnpx2.6 استفاده شد. با مقایسه شار سطحی در لایه های مختلف راکتور با نتایج آرجو درستی و صحت نتایج حاصله بررسی و اثبات شد. همچنین از نرم افزار متلب جهت تعیین میزان فعال سازی نوترونی در لایه های مختلف راکتور و محاسبه اکتیویته ی عناصر مختلف جهت محاسبات دزیمتری استفاده گردید. به این منظور سطح مقطع های مورد نیاز از کتابخانه های endf/b-vii.1 neutron data و jendl -4.0 استخراج شده است. در نهایت با محاسبه اکتیویته ی عناصر پرتوزای تولیدی و محاسبات آهنگ دز، زمان ایمن جهت ورود پرسنل به ساختمان اصلی راکتور 25/21 ساعت به دست آمد.
similar resources
کاربرد روش فعال سازی نوترونی در کشف مواد منفجره پلاستیکی
In this work, the ability of neuron probes to detect to plastic bombs in airway luggage or postal parcels has been investigated. As explosives are rich in nitrogen, 10.83 MeV gamma radiations may be employed to detect this nitrogen. First, the method is studied theoretically by using the Monte-Carlo simulation method and the MCNP code. The optimum distance, the positions of the detector and t...
full textکاربرد روش فعال سازی نوترونی در کشف مواد منفجره پلاستیکی
شناسایی وسایل مسافران خطوط هوایی یا بسته های پستی, از نظر وجود بمبهای پلاستیکی در آنها, با استفاده از کاونده های نوترونی مورد بررسی قرار می گیرد. مواد منفجره از نظر مقدار ازت بسیار غنی هستند. ازت با استفاده از پرتوهای گاما با انرژی mev 10.83 حاصل از جذب نوترونهای حرارتی قابل شناسایی است. ابتدا این روش به صورت نظری بررسی می شود, یعنی با محاسبات ترابرد توام نوترون و پرتوهای گامای آنی حاصل از برهم...
full textاستفاده از نوترونهای فراحرارتی در تجزیه یبه روش فعال سازی نوترونی
برای اندازه گیری مقدار بسیار کم
full textمحاسبه و آنالیز پارامترهای نوترونی و سینتیکی در یک راکتور نسل جدید ماژولار NuScale
از آنجایی که انجام محاسبات نوترونی مبنای آنالیز پارامترهایی همچون ترموهیدرولیک، ایمنی و ... است، لذا در این تحقیق پارامترهای نوترونی و سینتیکی شامل ضریب تکثیر موثر (keff)، مقادیر شار نوترون، توزیع شعاعی توان، فاکتورهای پیک توان، کسر موثر نوترون های تأخیری و طول عمر نوترون های آنی و همچنین پارامترهایی مانند توزیع جرمی سموم نوترونی و پاره های شکافت، میزان تغییرات جرمی عناصر شکافت پذیر مهم مانند U...
full textارزیابی دز مؤثر بیمار در نوترون-درمانی مغز با باریکه نوترونی راکتور تهران
An epithermal neutron beam has been designed for Boron neutron Capture Therapy (BNCT) at the thermal column of Tehran Research Reactor (TRR) recently. In this paper the whole body effective dose, as well as the equivalent doses of several organs have been calculated in this facility using MCNPX Monte Carlo code. The effective dose has been calculated by using the absorbed doses determined for e...
full textMy Resources
document type: thesis
Keywords
Hosted on Doprax cloud platform doprax.com
copyright © 2015-2023