محاسبه انرژی پتانسیل هسته های سنگین و فوق سنگین بر اساس مدلهای هسته ای و به دنبال آن نیم عمر واپاشی شکافت خود به خودی این هسته ها از مسائل مهم و مورد توجه در فیزیک هسته ای می باشد. در این پایان نامه با استفاده از مدل ماکروسکپی- میکروسکپی انرژی پتانسیل که تابعی از عدد اتمی z و عدد نوترونی n و شکل هسته می باشد و نیم عمر شکافت خود به خودی برای عنصرکالیفرنیوم 252 (98 z = ، 154n = ) محاسبه شده است. در بخش ماکروسکپی از مدل نمایی یوکاوا و در بخش میکروسکپی از تصحیح لایه ای مِیِر و سوئیاتکی استفاده شده است.تصحیحات لازم مانند جمله ویگنر و تصحیح پخشیدگی در نظر گرفته شده اند.

در دوره داخل رحمی و نوزادی بدن دچار تغییرات فیزیولوژیکی می گردد تا نوزاد قادر به ادامه حیات خارج از رحم باشد. در این دوران نوزاد نسبت به عوامل محیطی نامطلوب مانند پرتوهای یونساز آسیب پذیر است. در بسیاری از بیماریهای نوزادان به ویژه نوزادان نارس و نوزادان دارای ناهنجاری مادرزادی متعدد تنها راه تشخیص پرتونگاری پرتو ایکس است که به دفعات انجام می شود و منجر به پرتو گیری نوزاد بیمار و سایرین می شود و نیاز به دزسنجی برای تعیین دز دریافتی نوزاد و کارکنان بخش nicu وجود دارد. دزسنجی با استفاده از دزسنج های گرمالیان انجام شد. برای صحت نتایج به دست آمده با استفاده از کدهایی مونت کارلو مقدار دز به دست آمد. با شبیه سازی دزسنج های گرمالیان مقدار دز رسیده به نوزاد در سطح پوست محاسبه شده است. نتایج حاکی از وجود همخوانی مناسبی بین نتایج تجربی حاصل از اندازه گیری با دزسنج های گرمالیان و نتایج حاصل از شبیه سازی است. همچنین در این مطالعه با استفاده از کد mcnp4c مقدار دز دریافتی نوزاد بستری در بخش مراقبتهای ویژه نوزادان مرکز طبی کودکان وابسته به دانشگاه علوم پزشکی تهران با استفاده از مدل طرحوار مشابه با نوزاد ودر نظر گرفتن بافت مناسب هر اندام محاسبه و با نتایج تجربی مقایسه شده است. نتایج نشان می دهد دز رسیده به نوزادان بستری در این بخش در حد بالایی است. در پژوهش هایی که مرکز راهنمای اروپایی انجام داده است مقدار دز بالا ناشی از تابشهای پراکنده، فقدان حفاظتهای تابشی مناسب، مولد های قدیمی و نشت تابش، ولتاژ پایین است.

ابزار پلاسمای کانونی در اواخر 1950 توسط فیلیپوف و مدر در دو مدل مختلف ساخته شد. این دستگاه با وجود سادگی نسبی ساختارش قادر به تولید پلاسمایی داغ و چگال بوده که می تواند منبع غنی از انواع تابش های الکترومغناطیسی، الکترون، یون، نوترون و ... باشد. یکی از مهم ترین خواص این دستگاه که موجب توجه بسیار زیاد به آن شده است، تولید مقادیر قابل توجهی نوترون، هنگامی که گاز بکار رفته دوتریوم باشد، است. با وجود پژوهش های کاربردی بسیار زیاد این دستگاه، مکانیسم تولید نوترون در آن به طور کامل شناسایی نشده است.به طور کلی دو مکانیسم برای تولید نوترون پیشنهاد می شود. یکی مکانیسم گرما هسته ای و دیگری مکانیسم غیر گرما هسته ای. یکی از روش های بررسی مکانیسم گسیل نوترون، بررسی ناهمسانگردی در گسیل نوترون است. ناهمسانگردی برابر با نسبت گسیل نوترون در راستای محوری به گسیل نوترون در راستای جانبی است. در این پژوهش ناهمسانگردی در گسیل نوترون در ابزار پلاسمای کانونی نوع فیلیپوف ((دنا)) ( 25کیلو ولت، 90کیلو ژول، 288میکرو فاراد (مورد مطالعه قرار گرفته است. نوترون در هر تخلیه با تغییرات قابل توجهی تولید می شود. با انجام تخلیه های متعدد مقدار بهره نوترونی در راستاهای مختلف محوری و جانبی، میزان تولید ایکس سخت، ناهمسانگردی و ارتباط آنها با هم را بدست می آوریم.میزان ناهمسانگردی در دستگاه ((دنا)) در ولتاژ گاز 16 کیلو ولت و فشار 4/8تا 5/8 میلی بار، مقدار 2/23 بدست آمده است. این مقدار بیانگر آن است که بهره نوترونی در راستای محوری بزرگتر از مقدار جانبی آن است.با انجام تخلیه های متعدد اثر پارامترهای فشار اولیه گاز و جریان تخلیه را بر مقدار کل تولید نوترون و ضریب ناهمسانگردی در گسیل نوترون بررسی شده است. نتایج آزمایشات در ولتاژ تخلیه ثابت نشان داده اند که در محدوده 5/8-4/8 میلی بار با افزایش فشار، ناهمسانگردی افزایش می یابد.از آنجا که در همه رژیم های دستگاه ((دنا)) گسیل مقادیر قابل توجه اشعه های ایکس سخت و مقدار متوسطی برای ضریب ناهمسانگردی مشاهده شده است چنین نتیجه گیری شده که در این دستگاه هر دو مکانیسم گرما هسته ای و غیر گرما هسته ای در تولید نوترون ها دخالت دارند که سهم هر یک از آنها در تولید کل نوترون به شدت به شرایط آزمایش بستگی دارد.

عامل شکافت سریع ، یکی از چهار عامل ضریب تکثیر بی نهایت است و بنا به تعریف عبارت است از تعداد کل نوترونهای تولید شده از شکافت سریع و حرارتی به نوترونهای حاصل از شکافت حرارتی. اثر شکافت سریع باید در راکتورهایی که شامل ایزوتوپهای شکافت پذیری مانندu 238 و 232th هستند در نظر گرفته شود. این ایزوتوپها با نوترون سریع قابل شکافتند. (سوخت راکتور صفر قدرت آب سنگین اصفهان، اورانیوم طبیعی است که بیش از 99 درصد آنu 238 است). اگر چه درصد کمی از شکافتها در راکتور های حرارتی مربوط به شکافت سریع است ولی این عامل در ضریب تکثیر راکتور و در نهایت در طراحی راکتور دخالت دارد. بنابراین اندازه گیری این عامل اهمیت ویژه ای دارد. در این مطالعه پس از بررسی و تأیید قابلیت طلق چراغ (میکای طبیعی) به عنوان آشکارساز رد هسته ای، عامل شکافت سریع راکتور قدرت آب سنگین اصفهان توسط این نوع آشکارساز اندازه گیری شد.

یکی از آثار پرتوها در مواد ایجاد رادیکالهای آزاد است که در این خصوص از دستگاه اسپکترومتر epr برای تشخیص و سنجش تعداد رادیکالهای آزاد استفاده شده است. اندازه گیری مقدار دز دریافت شده متناظر با رادیکالهای تولید شده در بافت زنده ای که در معرض پرتوها قرار گرفته می تواند برای جلوگیری از بیش پرتوگیری افراد موثر واقع شود. رادیکالهای آزاد ایجاد شده در استخوان و مینای دندان به عنوان یک بافت سخت دارای عمر طولانی بوده و لذا به عنوان بافت اصلی برای تشخیص دز جذبی بدن مورد استفاده قرار می گیرد. هیدروکسی اپتایت (ha) عامل رادیکالهای پایدار و ماده اصلی موجود در استخوان و دندان است. در این پژوهش نمونه های هیدروکسی اپتایت از چهار روش با عناوین روش سل-ژل، دو روش هیدرولیز (که در هر دو روش هیدرولیز تقریبا همه شرایط یکسان است ولی دماهای سخت سازی متفاوتی دارند)، و روش میکروویو به طریق مصنوعی تولید، و نهایتاٌ اثر فرایندهای تهیه بر پاسخ epr آنها مورد مطالعه قرار گرفت. در این پایان نامه انواع روشهای ساخت نمونه های هیدروکسی اپتایت مصنوعی به تفصیل مورد بررسی قرار گرفته است و سپس انواع بلورهای پودری ha رشد داده شده به روش های مختلف بررسی و تحلیل شده است. تحلیل ریخت شناسی و ساختار ha به وسیله ابزارها و آزمونهای شیمیایی و فیزیکی xrd ،sem و fitr انجام شد. و سرانجام از میان روشهای تهیه ذکر شده، روش هیدرولیز-2 به عنوان روش برتر انتخاب شد.

دراین رساله برهم کنش ذرات با مواد مورد بررسی قرار گرفته است. در فصل سوم مشخصات کد mcnp و کارت های مربوط معرفی شده است. سپس در فصل چهارم، با استفاده از روش مونت کارلو (کد mcnp)، جنس و ضخامت حفاظ های مناسب برای انواع چشمه های تابش (الکترون و فوتون) مورد بررسی قرار گرفته است و شار ذرات روی حفاظ ها با استفاده از کدmcnp در انواع چشمه تابشی محاسبه شده است. هم چنین اثر کمیت های مانند کیفیت و مقدار انرژی چشمه تابشی و جنس موازی ساز به کاررفته در سر چشمه تابشی در تضعیف شار ذرات در جاذب های گوناگون، بررسی قرار شده است. نتایج به صورت نمودارهای شار ذرات برحسب ضخامت حفاظ ها و شار ذرات بر حسب انرژی ذرات ارائه شده است. در بخش بعدی، یک اتاق واقعی درمان که در آن شتابدهنده خطی الکترونی mev 4 قرار گرفته، شبیه سازی شده است. دیوار های اتاق تا ضخامت cm 60 با بتون معمولی و سپس با دیگر بتون های سنگین پوشانده شده اند .سپس نمودار های تضعیف شار فوتون ها در بتون معمولی و دیگر بتون های سنگین رسم و با یکدیگر مقایسه شده اند. در بخش پایانی، سر شتابد هنده خطی الکترونیmev 4 در اتاق راهرودار قرار گرفته است. دیوار های اتاق با بتون معمولی پوشانده شده اند. سپس شار فوتون ها در قسمت های مختلف اتاق از جمله در وسط اتاق و نزدیک ورودی اتاق، محاسبه شده است. هم چنین شار فوتون ها بر حسب انرژی آنها در نقاط مختلف اتاق راهرودار از جمله در مرکز مشترک، وسط اتاق و نزدیک در ورودی اتاق، ترسیم شده است.

در همجوشی محصور شدگی لختی، سوخت همجوشی هسته ای با چگالی زیاد توسط باریکه های تابشی ، متراکم شده تا مواد همجوشی کننده به هم نزدیک شده و احتمال همجوشی افزایش یابد. یکی از روش های رایج در همجوشی محصور شدگی لختی ، احتراق سریع است که در مرحله تراکم پلاسمای چگال با دمای کم پدید می آید که اگر دمای نهایی به اندازه ی کافی پایین باشد، الکترون های پلاسما تبهگن می شود و باتوجه به ویژگی های پلاسمای تبهگن ، می توان آن ها را تا چگالی های بسیار بالا متراکم کرد. در پلاسمای تبهگن فرمی چون دمای الکترون پایین است، اتلاف ناشی از تابش برمشترالانگ کاهش می یابد ودر نتیجه سوختن سوخت های متداول همجوشی هسته ای به ویژه سوخت انئوترونیک پروتون- بور11 ،موثرتر از حالت کلاسیکی صورت می گیرد. سوخت های انئوترونیک بسیار ایمن تر وپاک تر ازسایر سوخت ها هستند و این سوخت، مهم ترین کاندید برای این نوع از سیستم های ایمن است که تنها مشکل آن دمای احتراق بالاست. تبهگنی پلاسما سبب کاهش دمای احتراق سوخت دوتریم- تریتیوم و پروتون- بور11 می شود . در این پایان نامه، بهره انرژی این دو سوخت در حالت کلاسیکی و حالت تبهگن باهم مقایسه شده است. کارهای انجام شده در این پایان نامه نشان می دهد که برقراری شرایط تبهگنی برای سوخت دوتریم ـ تریتیوم صرفا" سبب کاهش دمای احتراق آن شده ولی نقش مثبتی در افزایش بهره انرژی همجوشی ندارد ،اما برای سوخت پروتون ـ بور11 ، حالت تبهگن سیستم می تواند علاوه بر کاهش دمای احتراق ،بهره انرژی را نسبت به حالت کلاسیکی افزایش دهد. مطالب ارائه شده در این پایان نامه در چهار فصل تدوین شده است . فصل اول شامل بیان ضرورت استفاده از انرژی هسته ای و معرفی روش های متداول استخراج این نوع انرژی می باشد و با توجه به مزایای بیان شده برای روش همجوشی هسته ای ، این روش به تفصیل مورد بررسی قرار گرفته است. در فصل دوم به معرفی روش همجوشی محصور شدگی لختی و شناسایی پارامترهای مطرح در این شیوه که یکی از روش های همجوشی هسته ای و اساس کار ما در این پایان نامه است ، پرداخته ایم. در فصل سوم شرایط دستیابی به پلاسمای تبهگن و تأثیر آن بر بهره انرژی دو نوع سوخت همجوشی متداول ( سوخت دوتریم ـ تریتیوم و سوخت پروتون ـ بور11) به طور مفصل مورد بحث و بررسی قرار گرفته است. نهایتا" فصل آخر شامل نتیجه گیری و پیشنهاداتی برای ادامه کار در آینده می باشد

تمام موجودات زنده در معرض تابش پرتوهای طبیعی هستند. انسان و سایر موجودات زنده در عین حالی که در معرض تابشی قرار دارند که به بافت زنده صدمه می زند، با این حال زنده مانده و متحول می شوند. برای تخمین خطرات بالقوه پرتوهای تولیدی توسط بشر اغلب آن را با سطوح پرتوهای طبیعی زمینه مقایسه می کنند. هدف مطالعه اثر پرتو بر محیط است که آن را «آسیب» می نامند و ساختار اولیه را تخریب می کند و اغلب در اثر یونش رخ می دهد. از نقطه نظر زیستی، مهم ترین نکته این است که ذراتی که به بدن می تابند دارای انرژی هستند که می تواند به اتم ها و مولکول های سلول های زنده منتقل شود و اثر تخریبی روی کار طبیعی آن ها داشته باشد. چون یک موجود زنده از سلول ها، بافت ها و عضوهای فراوانی تشکیل شده است، انتظار می رود تخریب یک اتم نامحسوس باشد، اما قرار گرفتن در معرض برخورد ذرات یا تابش پرتوهای بسیار می تواند در کار گروهی از سلول ها اختلال ایجاد کند و از این رو بر کل بدن تاثیر بگذارد. با انجام این پژوهش مقدار عناصر پرتوزای موجود در خاک و سبزی های پهن برگ منطقه لرستان و همچنین مقدار این عناصر در ریشه غده ای این سبزی ها به روش طیف سنجی به کمک آشکارساز hpge اندازه گیری شد. این بررسی روی پنج نمونه از پُر مصرف ترین سبزی های پهن برگ و خاک مربوط به آن ها از چهار ناحیه مختلف واقع در شمال، جنوب، شرق و غرب استان لرستان صورت گرفته است. نمونه های آزمایش شده عبارتند از چغندر، کاهو، کلم، هویج، اسفناج و خاکی که در آن رشد کرده اند همچنین ریش? بعضی از این سبزی ها از جمله هویج و چغندر قند که دارای ریشه غده ای هستند، اندازه گیری های انجام شده توسط آشکارساز hpge صورت گرفته است و سنجه آن بر اساس روابط حاکم بر این نوع آزمایش ها انجام شده است. میزان دقت و درستی عمل آشکارساز با مقایسه بین نتایج اندازه گیری نمونه های یکسان اندازه گیری شده توسط دستگاه های موجود در آزمایشگاه واحد حفاظت در برابر تابش سازمان انرژی اتمی ایران و دستگاه طیف سنج دانشگاه پیام نور کنترل و پس از کسب اطمینان، اندازه گیری ها انجام شده است. در ضمن میزان پرتوزایی رادیونوکلئیدهای طبیعی موجود در نمونه ها، مورد بحث و بررسی قرارگرفته است. در پایان نیز راه های دریافت دز توسط افراد و روش های کاهش دز دریافتی به طور مختصر بررسی شده است. علت انتخاب استان لرستان برای این مطالعه امکان دسترسی به نمونه های مورد نیاز و همسایه بودن این استان با استان خوزستان و همچنین نفت خیز بودن شهرستان پلدختر در این منطقه است، زیرا مناطق نفت خیز به علت داشتن خاک های غنی از مواد پرتوزا در پرتوگیری انسان نقش موثری دارند. به علت تأثیر مواد پرتوزا روی اندام های مختلف بدن، در این پژوهش عناصر پرتوزایی که می تواند در پرتوگیری بدن به ویژه اندام های داخلی نقش داشته باشند، اندازه گیری شده است. همچنین پیشنهاد می شود، با این روش میزان پرتوزایی رادیونوکلئیدهای موجود در سایر محصولات غذایی در مناطق مختلف کشور اندازه گیری و بررسی شود.

موضوع پخش نوترون ها در یک چشمه نوترونی و راکتورهای هسته ای از اهمیت ویژه ای برخوردار است. برای محاسبه شار نوترون ها و بررسی چگونگی توزیع آن در یک محیط نوترونی می توان از معادله ترابرد و در حالت های خاص در محیط هائی که جذب نوترون چندان زیاد نیست از معادله پخش استفاده کرد. در این پروژه برای راکتورهایی با شکل های کروی و استوانه ای متشکل از مخلوط همگنی از سوخت u 235 و کند کننده گرافیت در حالت راکتور بدون بازتابنده و با بازتابنده، شار نوترون از طریق محاسبه و شبیه سازی با کد محاسباتی mcnp4c به دست آمده و با نتایج حاصل از حل معادله تک گروهی اصلاح شده برای این نوع راکتورها مقایسه شده است. بررسی ها اختلافی حدود 10درصد برای ضریب تکثیر موثر راکتور بدون بازتابنده را نشان می دهند که بیانگر حدود دقت روش تحلیلی و استفاده از معادله تک گروهی اصلاح شده، برای این نوع راکتورها می باشد. نظر به اینکه در معادله تک گروهی اصلاح شده از مقادیر میانگین سطح مقطع ها استفاده می شود، نتایج حاصل از این معادله تقریبی هستند.

در محاسبات کوانتمی عملیات محاسباتی را توسط گیت ها و الگوریتم های کوانتمی انجام می دهیم. گیت ها و الگوریتم های کوانتمی با توجه به اصول کوانتمی بیش از دو حالت برای یک بیت کوانتمی (کیوبیت) در نظر می گیرند لذا این الگوریتم ها در مقایسه با الگوریتم های کلاسیکی تعداد محاسبات کمتر و سرعت محاسبات بیشتری دارند. در پدیده ی تشدید مغناطیسی هسته، اسپین هسته در درون یک میدان مغناطیسی ثابت حرکت تقدیمی انجام داده و تعادل جمعیت حالت تعادل حرارتی به هم می خورد و باعث تولید بردار مغناطش در جهت میدان خارجی می شود. سپس توسط یک میدان الکترومغناطیسی وابسته به زمان عمود بر میدان ثابت می توان بردار مغناطش را چرخاند. پس از قطع این میدان تابع زمان، مغناطش به راستای اولیه برمی گردد و طی این انتقال در سیم پیچ گیرنده تپ الکترومغناطیسی تولید می کند. با بررسی انواع تپ ها می توان اولاً ساختار داخلی مواد را بررسی کرد ثانیاً" با توجه به متن پایان نامه محاسبات کوانتمی مورد نظر را انجام داد. در این پایان نامه محاسبات کوانتمی توسط پدیده ی تشدید مغناطیسی هسته (nmr) توضیح داده شده است. چون محاسبه ی کوانتمی در مقایسه با محاسبه ی کلاسیکی عملیات کمتری را لازم دارد، پس سرعت محاسباتی به مراتب بالاتری خواهد داشت. در فصل اول مفاهیم پایه ی فیزیک کوانتمی و هسته ای به همراه مفاهیم اولیه ی پدیده ی تشدید مغناطیسی هسته ارائه گردیده است. فصل دوم مربوط به اصول و مبانی محاسبات کوانتمی است که در آن بیت ها، گیت ها و الگوریتم های کوانتمی معرفی می شوند. فصل سوم شامل مقدمه ای بر محاسبات کوانتمی است که در آن به نحوه ی تولید گیت های کوانتمی توسط تپ های الکترومغناطیسی (امواج رادیویی) و حالت های شبه خالص پرداخته شده است. مبحث فصل چهارم نحوه ی بکار گیری الگوریتم های کوانتمی در سیستم تشدید مغناطیسی هسته (nmr) را توضیح می دهد. فصل پنجم مساله ی sat که یک مساله ی np کامل است را معرفی می کند و سپس حل یک مثال خاص برای مساله ی sat که مربوط به دستگاه اسپینی سه کیوبیتی توسط (nmr) است را توضیح می دهد.

رادون ماده ای پرتوزا است که در زنجیره واپاشی اورانیوم تولید می شود. رادون به عنوان دومین عامل سرطان ریه پس از سیگار شناخته می شود. بیش از نیمی از تابش دریافتی انسان ها ناشی از تنفس گاز رادون است. خاک منبع اصلی تولید رادون است. سنگهای آذرین ( مانند گرانیت و شیل های سیاه) و سنگ های دگرگونی (مانند گنایس و شیست) قابلیت بیشتری در تولید رادون دارند. حاشیه غرب تا جنوب محدوده شهر مشهد سازند آذرین دارد. بنابراین به نظر می رسد مقدار غلظت رادون در آن نواحی بیشتر از سایر قسمت ها است. حریم شهر مشهد به عنوان پایتخت معنوی و دومین شهر بزرگ ایران به سرعت در حال گسترش به اطراف آن ( به ویژه به سمت جنوب غرب و جنوب، سمت هاشمیه، آبادگران، نک و ...) است. بنابراین ضروریست پهنه بندی غلظت رادون در این شهر تعیین شود. با استفاده از امکانات آزمایشگاهی دانشگاه پیام نور خراسان رضوی – مرکز مشهد در بهار و تابستان 1389 از سطح دشت شهر مشهد نمونه برداری شد. داده ها با نرم افزار arcgis مورد بررسی و نقشه پهنه بندی غلظت رادون در دشت شهر مشهد تهیه شد. نتایج حاصل از این مطالعه نشان داد : غلظت رادون گسیل شده در دشت شهر مشهد از سمت شمال شرقی به سمت جنوب غربی روند آزمایشی داردو در روستای وکیل آباد ، بوستان وکیل آباد و حوالی آن آبادگران و محدوده روستای چشمه پونه غلظت رادون بیشتر از 200 و در دیگر نقاط شهر کمتر از 200 است.

تغییرات غلظت گاز رادون در درون آبهای زیرزمینی می تواند به عنوان یکی پیش نشانگر زلزله مورد استفاده قرار گیرد. اندازه گیری پیوسته غلظت گاز رادون نیز همانند هر اندازه گیری دیگری می تواند همراه با جهت تشخیص الگوی مناسب از روی داده های اندازه گیری شده جهت پیش بینی زلزله احتیاج به حذف خطاهای فوق از روی داده های اندازه گیری می باشد. در این تحقیق با استفاده از یک فیلتر کالمن معمولی اقدام به حذف نوفه های سفید ناشی از مرحله اندازه گیری و مرحله محاسبه داده های خروجی شده است. با مقایسه منحنی حاصل از اعمال فیلتر کالمن با منحنی از روش داده ها بر اساس مقایسه ثابت زمانی سیستم پایش و ثابت زمانی بی هنجاری ما و مشاهده، همخوانی خوبی پیش آمد. توانایی فیلتر کالمن در حذف بی هنجاری ها نشان داده شده است.

تغییرات غلظت گاز رادون درون آبهای زیرزمینی، یکی از پیش نشانگرهای شناخته شده زلزله می باشد. در گذشته روش های متعددی جهت اندازه گیری غلظت رادون درون آب ارائه شده است. در این پایان نامه با استفاده از کد mcnpx امکان اندازه گیری مستقیم تغییرات گاز رادون درون آب با استفاده از آشکارساز گایگر مولر مورد بررسی قرار گرفته است. برای این منظور یک آشکارساز گایگر مولر قرار گرفته در استوانه ای تفلونی که در آب غوطه ور شده است با استفاده از کد mcnpx شبیه سازی شده و پارامترهای گاز داخل آشکار ساز، ضخامت و جنس بدنه جهت آشکارسازی گاز رادون موجود در آب بهینه سازی گردیده است. ضریب حساسیت سیستم فوق برابر 3(count/s)(kbq/m3) می باشد. با توجه به تغییرات شدید غلظت گاز رادون در هنگام زلزله، روش فوق می تواند جهت پایش پیوسته غلظت گاز رادون بخصوص در چشمه هایی که دارای مقدار زمینه غلظت گاز رادون حدود 100 کیلو بکرل بر متر مکعب باشند، مورد استفاده قرار گیرد. همچنین برای بهتر شدن ضریب حساسیت قادریم تعداد استوانه ها را افزایش دهیم و با یک چینش 24 استوانه ای مربعی این ضریب را به 53/8(count/s)(kbq/m3) برسانیم.

چکیده ندارد.

چکیده ندارد.

چکیده ندارد.

چکیده ندارد.

چکیده ندارد.

چکیده ندارد.

چکیده ندارد.

چکیده ندارد.

چکیده ندارد.

پرتوگاما در هنگام شکافت هسته (پرتو گامای آنی ) و یا پس از آن از واپاشی محصولات شکافت (پرتو گامای تأخیری ) گسیل می شود. از نظر مسائل حفاظتی وایمنی در هنگام کار راکتور و یا حتّی پس ازخاموشی آن، این تابش بیشترین اهمیّت را دارد . چون برد آن درماده زیاد است تضعیف تابش گاما با دو تابش ? و ? متفاوت می باشد . دو تابش اخیر برد مشخصی در ماده دارند و می توانند به طور کامل جذب شوند ولی با افزایش ضخامت ماده جاذب از شدت پرتو گاما کاسته می شود ولی جذب کامل صورت نمی گیرد. در این مطالعه دز گامای ناشی از قلب راکتور تحقیقاتی تهران (trr) با روشهای تحلیلی محاسبه و سپس با نتایج تجربی مقایسه شده است .