تنها چند سال پس از کشف نوترون، آزمایش‏های موفقی در رابطه با رادیوگرافی نوترونی در سال 1935 توسط دو محقق به نام‏های کالمن وکوهن، با استفاده از یک مولد نوترونی کوچک انجام شدند. این رشته طی 70 سال تغییر و تکامل یافته به طوری که تصویربرداری نوترونی در محدوده‏ی وسیعی از کاربردها هم‏اکنون به صورت متداول استفاده می‏شود. تصویربرداری نوترونی برای تولید مستقیم تصاویر به وسیله‏ی عبور یک پرتونوترونی از میان یک شیء به درون یک آشکارساز استفاده می‏شود. دقیقاً همان‏گونه که اشعه‏ی ایکس تصاویر استخوان‏های شکسته را می‏گیرد. واضح است که، تکنیک تصویربرداری نوترونی نسبت به تصویربرداری اشعه‏ی ایکس ، کم‏تر شناخته شده است. بیشتر مردم کاربردهای پزشکی ساده از رادیوگرافی ‏اشعه‏ی ایکس و توموگرافی را می‏شناسند، که این به علت این حقیقت است که تولید چشمه‏های با شدت بالای ‏اشعه‏ی ایکس نسبت به نوترون‏ها، ساده تر و ارزان قیمت‏تر است. با استفاده از این روش می‏توان ساختار اصلی اشیاء که ممکن است حتی ناپیدا باشند، زیر خاک باشند یا در یک محفظه‏ی غیر قابل نفوذ قرارگرفته باشند را معین کرد. یک سیستم رادیوگرافی نوترونی اساساً شامل یک پرتو نوترونی موازی و یک سیستم آشکارسازی می‏شود. نمونه‏ی مورد تحقیق در جلوی پرتو قرار داده می‏شود و آشکارساز، نوترون‏های عبوری را اندازه‏گیری می‏کند. هدف این تحقیق به‏دست آوردن پارامترهای بهینه برای طراحی سیستم موازی‏ساز نوترونی است. با استفاده از محاسبات مونت‏کارلو برای بهینه‏سازی پارامترها از آزمایش‏های پرهزینه و پردازش‏های اشتباه در طراحی موازی‏ساز اجتناب می‏کنیم و اطلاعات مفیدی در این زمینه به‏دست می‏آوریم. با استفاده از شبیه‏سازی مونت‏کارلو بررسی هر جزئی از یک بخش از کل سیستم ممکن می‏شود.

یکی از موارد مهمی که برای طراحان نیروگاه های هسته ای بسیار حائز اهمیت است، مقدار انرژی قابل بهره برداری از شکافت هسته ای است. شکافت القایی یکی از فرآیند هایی است که انرژی نسبتاً زیادی تولید می کند. 235u از عناصر مناسب جهت انجام واکنش شکافت است و دی اکسید اورانیوم از بهترین ترکیب های آن برای استفاده در راکتورهای قدرت است. از این رو تولید و ساخت قرص های سینتر شده uo2 گسترش چشمگیری پیدا کرده است. روش ساخت و هندسه این قرص ها رابطه ی نزدیکی با مقدار انرژی قابل برداشت از قرص ها دارد. از جمله مواردی که در طراحی و تولید این قرص ها باید در نظر گرفت هدایت گرمایی قرص است که باید بیش از تومان تولید انرژی در قرص باشد. در این پروژه سعی شده است با استفاده از روش محاسبات نظری و شبیه سازی با کد برنامه نویسی mcnp مقدار انرژی حاصل از قرص سوخت در آرایش شبکه سوخت را به دست آورد. ضمن مقایسه و تطبیق دو روش و ارزیابی دقت هر مورد به خطاهای ناشی از هر روش اشاره شده است. همچنین با استفاده از نتایج به دست آمده می توان سهم هر قسمت از مواد قلب راکتور را از جذب انرژی شکافت به دست آورد.

smartepants کد محاسباتی هسته ای است که از روش sn برای حل معادله ترابرد ذرات استفاده می نماید. خروجی کد شامل شار ذرات، جریان نشتی و تخلیه بار-انرژی است که در مختصات سه بعدی x-y-z برای جفت الکترون-فوتون بدست می آید. از کد cepxs برای تولید سطح مقطع های مورد نیاز smartepants استفاده می شود. کارایی کد smartepants در محاسبات مربوط به حفاظ گذاری ماهواره ها به اثبات رسیده است. با این وجود اشکال عمده این کد استفاده از کتابخانه های قدیمی می باشد. در این پروژه با استفاده از کتابخانه جدید و به روز epdl97(lawrence livermore laboratory) و نیز با بهینه سازی ساختار کد، زمان اجرا و دقت محاسبات را در مسائل مربوط به دزیمتری افزایش دادیم. بدین منظور ابتدا با استفاده از نرم افزار matlab، برنامه ای نوشته شد تا سطح مقطع های مورد نیاز smartepants را از epdl97 استخراج نماید. در ادامه جهت بررسی صحت و دقت smartepants و سطح مقطع های تولید شده، پنج مسئله را مورد ارزیابی قرار دادیم. ابتدا پارامترهای دزیمتری مربوط به چهار چشمه براکی تراپی (ir-192 best® model 2301 i-125, intersource i-125, ipl cs-137,) برای مقادیر مختلف گروه های انرژی (g)، ممان های لژاندر (l) و مرتبه های s محاسبه گردید. با مقایسه نتایج حاصله با مقادیر مرجع، از جمله tg-43، درستی و دقت محاسبات به اثبات رسید. همچنین با محاسبه تخلیه انرژی در یک نیمه هادی از جنس سیلیکون برای g، l و s های مختلف، حفاظ لازم جهت استفاده در سیستم های الکترونیکی ماهواره ها مورد بررسی قرار گرفت. با مقایسه نتایج حاصله با محاسبات مرجع انجام شده توسط کد its، صحت و دقت نتایج اثبات گردید. در نهایت با استفاده از دستورات openmp (که به منظور موازی سازی پردازشگر ها استفاده می گردد) و اعمال آن به کد smartepants، بر روی یک سیستم intel core i5 2.8 ghz ، زمان اجرای برنامه کاهش یافت. در این حالت مقدار افزایش سرعت و بازده محاسبات به ترتیب 86/1 و 7/46% بدست آمد. بهینه سازی های انجام شده بیانگر کاهش زمان اجرای برنامه به میزان قابل توجهی در مقایسه با کدهای مونت کارلو بود.

هدف از انجام این پروژه بررسی رخداد ورود هوا به رآکتورpbmr از دیدگاه ترموهیدرولیکی و طراحی یک سامانه خنک کننده برای رآکتور مورد نظر است. بعد از جمعآوری اطلاعات مربوط به ساختار رآکتور، همچنین اطلاعات مربوط به حادثه ی اشاره شده در بالا و چگونگی کمی و کیفی رخداد آن، کار شبیه سازی رآکتور توسط نرم افزار cfx که زیر مجموعه ای از نرم افزار هایansys است انجام شد. با شروع حادثه توان تولیدی رآکتور صفر می شود ولی گرمای واپاشی با یک نرخ نزولی شروع به تولید می کند. این گرما توسط سامانه خنک کننده میبایست دفع شود با انجام شبیهسازیهای مربوطه و با توجه به معیار در نظر گرفته شده برای دمای مربوط به محفظه فشار رآکتور و دماهای بدست آمده از خروجی نرم افزار به این نتیجه می رسیم که طراحی انجام شده جوابگوی برداشت بار گرمایی تولید شده توسط واپاشی جهت حفظ مرز دمایی تعیین شده می باشد و امکان ساخت چنین سامانه ای در عمل وجود خواهد داشت.

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.

در این تحقیق امکان سنجی شبیه سازی معادله ترابرد یک گروهی نوترون برای یک بُره، با استفاده از کامپیوتر آنالوگ انجام شده است. شبیه سازی معادله ی ترابرد نوترون با استفاده از نرم افزار، امکان محاسبه ی مدارات معادل الکترونیکی را ایجاد نموده است. به این منظور ابتدا معادلات ترابرد نوترون را، با استفاده از چندجمله ای چبی شف به دسته معادلاتی با مشتقات جزئی تبدیل نموده، سپس با استفاده از گسسته سازی، معادلات با مشتقات جزئی را به معادلات دیفرانسیل معمولی تبدیل کرده، سپس شبیه سازی برای ممان های 3 تا 7 و تعداد گره های 7 تا 21، برای مقادیر مختلف c انجام گرفته و در نهایت نحوه ی عملکرد مدل ها مورد بررسی قرار گرفت. در نهایت با بهره گیری از زبان برنامه نویسی گرافیکی و ارتباط نزدیک آن با مدارات الکترونیکی، مدارات معادلی برای هر قسمت از سیستم ارائه شده است.

الکترون های فراری تولیدی درون پلاسما در مسیر حرکت خود با اجزای داخلی توکامک برخورد کرده و علاوه بر ایجاد صدمات شدید بر روی بدنه چنبره، میزان بالایی پرتو ایکس تابش می کنند. با توجه به آزمایشات انجام شده بر روی توکامک دماوند و سایر توکامک های بزرگ جهان، بیشترین پرتو ایکس تولیدی در محل محدود کننده توکامک اندازه گیری شده است. این تابش ها می تواند خطرات بالایی برای کارکنان حاضر در پیرامون توکامک دماوند داشته باشند. بر این اساس شناسایی شدت فوتون خروجی پیرامون توکامک دماوند برای حفاظ سازی مناسب از اهمیت بالایی برخوردار است. بدین منظور با توجه به فقدان ابزار اندازه گیری مناسب برای مطالعه دقیق رفتار الکترون های فراری و گستره پرتو ایکس تولیدی پیرامون توکامک دماوند، استفاده از روش های شبیه سازی بسیار مناسب می باشد. بنابراین در ابتدا با استفاده از نرم افزار mcnpx اقدام به شبیه سازی ساختار توکامک گردید. سپس به کمک اطلاعات موجود چشمه مطلوبی برای الکترون های فراری درون توکامک تعریف شد و با برخورد ذرات چشمه به هندسه یکی از پنجره های عمودی توکامک دماوند، توزیع فضایی و انرژی مربوط به فوتون تولیدی ناشی از این برخورد بدست آمد. با تعریف کلیه پنجره های عمودی توکامک دماوند به عنوان چشمه های فوتون مجزا و هندسه قرص های tld استفاده شده در آزمایش دوزیمتری توکامک دماوند بر روی محور استوایی چنبره و مرکز 20 پنجره توکامک، میزان دز جذبی درون آن ها تعیین گردید. سرانجام به کمک شدت دز بدست آمده از آزمایش انجام شده با tld که بین مقادیر mgy 13/0 الی mgy41/25 به ازای هر شات می باشد و شبیه سازی انجام شده با mcnpx، شدت فوتون خروجی از هر 20 پنجره عمودی توکامک دماوند به طور مجزا بدست آمد. با توجه به خروجی بدست آمده از محاسبات، مشخص گردید که تعداد فوتون خروجی پیرامون محور استوایی توکامک دماوند بین 12+10×36/0 الی 12+10×2/71 متغییر می باشد. همچنین به کمک داده های خروجی از شبیه سازی، ماتریس ضرایبی با ابعاد 20×20 بدست آمد که در محاسبه اثر هریک از 20 چشمه فوتون در دز tld مربوط به هر پنجره موثر است. کلمات کلیدی: الکترون های فراری، توکامک دماوند، پرتو ایکس، کد mcnpx، tld

چکیده سال¬های متمادی است که از چشمه¬های نوترون حرارتی برای مقاصد مختلف به ویژه کالیبراسیون دزیمترهای نوترون همچون tldها استفاده می¬شود. در گذشته عموماً از دو چشمه برای کالیبراسیون دزیمترهای نوترونی استفاده می¬شد. اولین چشمه، چشمه-ی sb-be بود که در داخل یک کندکننده¬ی آب یا پلاستیک با شعاع cm4 قرار می¬گرفت و توسط پوسته¬ی نازکی در حدود mm 1 از بور پوشانده می شد. چشمه¬ی دیگر cf252 با کندکننده¬ی آب سنگین به شعاع cm 15 و پوششی از کادمیوم بود. در سال های اخیر استفاده از چشمه¬های نوترونی (α,n) به دلیل بهره¬ی بالای نوترونی افزایش یافته است. یکی از این نوع چشمه¬ها که در بسیاری از مراکز تحقیقاتی و دانشگاهی به¬ طورگسترده به عنوان چشمه¬¬ی کالیبراسیون تابش¬ نوترون استفاده می¬شود، چشمه¬ی am-be است. در این کار یک استوانه¬ از جنس پلی¬اتیلن با قطر و ارتفاع cm 45 به عنوان کندکننده برای یک چشمه¬ی am-be با فعالیت یک کوری طراحی و ساخته شد. در این حفاظ دو کانال افقی و دو کانال عمودی با قطر cm 5/3 به عنوان کانال-های پرتودهی تعبیه شد. با استفاده از شبیه¬سازی، مناسب¬ترین فاصله از چشمه برای داشتن بیشینه¬ی شار حرارتی و همچنین نسبت شار حرارتی به شار غیر حرارتی محاسبه شد و در نتیجه فاصله¬ی cm 5 تا cm 8 به عنوان مکان¬های مناسب پرتودهی انتخاب شد. برای اندازه¬گیری شار نوترون از روش فعال¬سازی پولک استفاده شد. بدین منظور دو پولک طلای استاندارد به ¬صورت برهنه و با پوشش کادمیوم پرتودهی شد و با استفاده از آشکارساز hpge سطح زیر قله گامای kev 411 گسیل شده از پولک¬های فعال شده اندازه گیری شد. نتایج نشان داد که 92% فعالیت پولک طلا ناشی از نوترون¬های حرارتی بوده است که با مقدار حاصل از شبیه¬سازی یعنی 89% توافق خوبی داشت. در این کار برای کالیبراسیون بازده و انرژی از یک چشمه¬ استاندارد eu152 با فعالیت µci01/0±14/0 و به ابعاد پولک طلا استفاده شد. شار نوترون¬های حرارتی از اندازه گیری در فاصله¬ی cm 5/5 از چشمه n/(〖cm〗^2.s) 745 ± 10589به ¬دست آمد. با استفاده از شار به¬دست آمده، آهنگ دز نوترون¬های حرارتی در مکان مذکور با استفاده از کد mcnpx برابر با (µsv)/h 7/394 محاسبه شد. در ادامه tldهای 600 و 700 با پوشش و بدون پوشش کادمیوم در زمان¬های مختلف در کانال مذکور پرتودهی شد و خوانش آن¬ها با استفاده از قرائت¬گر pcl3 انجام و کالیبره شدند. نتایج نشان داد که با طراحی حفاظ مناسب برای چشمه های am-be با فعالیت در حدود یک کوری می توان از آنها برای کالیبراسیون دزیمترهای گرمالیانی در محدوده دز محیطی و فردی استفاده نمود. کلید واژه: کالیبراسیون، دزیمتر گرمالیانی، نوترون، فعال سازی نوترونی، mcnp.