در این رساله با استفاده از کد mcnp قلب راکتور شبیه سازی شده و سپس با محاسبه پاسخ دتکتورهای spnd و استفاده از نرم افزار متلب نقشه توزیع شار نوترون ها در قلب راکتور تخمین زده می شود، و در ادامه سعی می شود با استفاده از تعداد کمتری spnd با تقریب نسبتا خوبی توزیع شار نوترون ها در قلب راکتور بدست آورده شود.

یکی از مهمترین مسائلی که در مبحث ایمنی راکتور مورد بحث قرار می گیرد، اندازه گیری مقدار دقیق توان راکتور می باشد. لذا استقرار سیستم های اضافی، باعث ارتقاء ایمنی راکتور می شود. در راکتور قدرت بوشهر ( bnpp) از آب سبک به عنوان کند کننده و خنک کننده استفاده می شود. یکی از ایزوتوپ های طبیعی اکسیژن، o17 است که 039/0 درصد از اکسیژن طبیعی را تشکیل می دهد]9 [. برهمکنش نوترون سریع با هسته o17 ایزوتوپ رادیواکتیوn* 17 تولید می کند. n*17 دارای نیمه عمر 17/4 ثانیه است و واپاشی آن به n*16 همراه با تابش نوترون های تأخیری می باشد که می تواند راهی برای تعیین قدرت راکتور باشد. واکنشn17 o (n,p) 17 دارای انرژی آستانه mev 5/8 است [8]. لذا تنها نوترون هایی از قلب که دارای انرژی بالاتر از این مقدار هستند منجر به واکنش n17 o (n,p) 17 خواهند شد. تولید n*17 در خنک کننده قلب متناسب با شار نوترون سریع در قلب و لذا توان راکتور می باشد. واپاشی نوترون های تأخیری n17 در محل خروج آب خنک کننده قلب در سرتاسر لوله خروجی (hot leg) هویدا خواهد بود. بنابراین، با آشکار سازی نوترون های تأخیری حاصل از واپاشی n17 در اطراف لوله خروجی خنک کننده راکتور می توان، توان راکتور را اندازه گیری کرد. در این پایان نامه با مدل سازی قلب راکتور بوشهر توسط کد mcnpx شارنوترون سریع، میزان تولید 17n در قدرت های مختلف بدست آمده وجواب با محاسبات تحلیلی مقایسه شده است.

چکیده آشکار سازهای gem در سال های اخیر در مراکز پزشکی، فیزیک انرژی های بالا، فیزیک کیهانی و مراکز هسته ای استفاده فراوانی پیدا کرده اند .تست ها وآزمایشات فراوانی برای بررسی های مشخصه ها وعملکرد آنها انجام شده است. آشکارسازهای gem از یک فویل کپتون(kapton) به ضخامت mµ 50 که دو طرف آن با مسی به ضخامت mµ5 پوشانده شده است ساخته شده که تمام سطح آن با کانال هایی به قطر mµ 70 سوراخ شده است. به طور نمونه تعداد این سوراخ ها 46000 سوراخ درابعاد 3*3 سانتی متر است و اختلاف پتانسیلی در حدود 500 ولت در دو طرف فویل اعمال می شود که میدان الکتریکی حدودcm/kv 100 ایجاد می کندکه این میدان باعث تکثیر در کانال ها می شود. این فویل درون محفظه ای پرشده ازترکیب گاز آرگون و دی اکسید کربن قرار می گیرد.در این پایان نامه نحوه آشکارسازی پرتو ها و فرایند هایی که در آشکارساز رخ می دهد، بررسی شده است. این اولین سعی برای ساخت این نوع آشکارساز بوده است و تا به حال تحقیق جامعی در ایران در مورد gem ها صورت نگرفته است. در ساخت آشکار ساز gemبه مشکلات فراوان برخوردیم. ولی در نهایت یک نمونه عملی و ساده آن ساخته شد. عملکرد آشکارسازهای گازی بر اساس یونیزه کردن ملکول های گاز بوسیله پرتو است که بعد از آن توسط ولتاژ اعمالی بین دو الکترود تجمع جفت یون ها را بدنبال خواهیم داشت. جریان و یا بارهای اندازه گیری شده متناسب با ولتاژ اعمالی و مقدار انرژی پرتو و وابسته به نوع و فشار گاز است. در آشکارساز gem نیز روند کلی کار به بر اساس عملکرد آشکارسازهای گازی استوار است. در این پایان نامه سعی شده که جزئیات این نوع آشکارساز بیان شود و نکات علمی وعملی را استخراج کنیم و بتوانیم راهگشای هرچند کوچکی برای دیگر دانشجویان علاقمند به این موضوع باشیم. کلمات کلیدی: آشکارساز-آشکارساز gem-میدان الکتریکی-اختلاف پتانسیل-کپتون

در طراحی و محاسبات نوترونی قلب راکتور و اخذ مجوزهای لازم ایمنی و محاسبه پارامترهای ایمنی به عنوان مثال یافتن توان تولیدی در کانال داغ، بررسی رفتار وابسته به زمان و ... اغلب نیاز به هزاران بار انجام محاسبات کل قلب راکتور برای یافتن توان هر میله سوخت می باشد. به منظور اجتناب از اینگونه محاسبات پرهزینه روش های جدیدی با عنوان "بازسازی شار(قدرت)" معرفی شده است. روش تابع فرم تحلیلی از جمله روش هایی است که می تواند مورد استفاده قرار گیرد. در این روش، یک چندجمله ای به صورت ضریب ، تابع شکل شار را اصلاح و شار بازسازی شده را در مجتمع سوخت تولید می کند. تابع شکل شار از محاسبات کم هزینه بحرانیت مجتمع سوخت بدست می آید. در این پژوهش از تابع چندجمله ای دو متغیره درجه دوم استفاده شده که 9 ضریب مجهول آن به کمک اعمال شار بازسازی شده به تطبیق با چهار شار گوشه ای، چهار شار سطحی و یک شار حجمی بدست می آید. این مقادیر معلوم یکبار توسط کد citation که ازجمله کد های در دسترس و مورد اعتماد در کشور می باشد، و یکبار توسط کد parcs بدست آمده است. کد parcs به طور کلی نتایج بهتری نسبت به کد citation نشان می دهد و کد citation تنها در مجتمع های سوخت دور از مرز نتایج قابل قبولی ارایه می دهد. در ادامه، روش چندجمله-ای برای گروه حرارتی با روش طیفی بهبود داده شد. با استفاده از مقادیر حاصل از شبیه-سازی قلب راکتور با طول مش بزرگ و تقریب اختلاف محدود، حداکثر خطای بازسازی توان تولیدی در مجتمع های سوخت داخل قلب حدود 0/5 درصد می باشد و همچنین با جایگزین کردن مقادیر معلوم با مقادیر مرجع(حاصل از محاسبات مش ریز اختلاف محدود)، بهترین نتیجه در روش چند-اسمبلی در بازسازی توان با بیشترین خطای 1.5 درصد در میله های سوخت واقع در مرز مشاهده شد.

راکتور تحقیقاتی تهران در سال 1342 راهاندازی شد. سوخت این راکتور در سال 1372 از درجه غنای بالا (heu) به درجه غنای پایین (leu) تبدیل شده است. سوخت های heu مصرف شده این راکتور در حوضچه ای نگه‍داری می شوند که در دوره های قبلی به طور کامل استفاده نشده و هنوز دارای اورانیوم کافی جهت راه اندازی قلب دیگری می باشند. لذا، هدف یافتن بهترین چیدمان قلب برای یک راکتور تحقیقاتی قدرت پایین با این سوخت های بر جا مانده است که امکان آنالیز فعال سازی نوترونی را داشته و برخی آزمایشات درس آزمایشگاه راکتور را بتوان انجام داد. قدرت این راکتور، پایین در نظر گرفته شده است تا سوخت کم مصرف شود و طول عمر راکتور طولانی گردد. منظور از بهترین چینش در این پایان نامه این است که، علاوه بر این که باید راکتور بحرانی شود، عمر مفید راکتور طولانی گردد. برای این منظور باید ضریب تکثیر افزایش یابد. بدین منظور در مجموعه حاضر، از کد wims و citation استفاده شده است. با استفاده از کد محاسبات سلولی wims بسته های سوخت مذکور مدل شده و ثوابت گروهی محاسبه شده است، سپس این ثوابت گروهی به همراه 26 آرایش مختلف قلب راکتور تهران (از سال 1346تا 1372) در ورودی کد citation استفاده شده است. این کد معادله پخش را حل کرده و توزیع توان را برای استفاده در قلب بعدی محاسبه می نماید، با این توزیع توان ثوابت گروهی جدید متناسب با میزان مصرف سوخت، با کمک کد wims برای قلب بعدی محاسبه می شود. بدین ترتیب با محاسبات مربوط به 26 قلب، مشخصات سوخت های مصرف شده از نظر میزان مصرف و ثوابت هسته ای آنها به دست می آید، سپس با این سوخت های برجا‍ مانده چیدمان قلب جدیدی برای کار در قدرت پایین 1 کیلو‍وات به گونه ای انجام می شود که مدیریت این بسته های سوخت به منظور افزایش طول عمر راکتور بهینه شود. برای به دست آوردن بهینه ترین چینش از الگوریتم ژنتیک استفاده شده است.

راکتورهای شبیه ساز آموزشی (utrs ) که توسط متخصصان داخلی طراحی و ساخته شده اند، از نوع راکتور آب سبک تحت فشار (pwr ) می باشند. با استفاده از این راکتور شبیه ساز، دانشجویان رشته مهندسی هسته ای و اپراتورهای نیروگاه های هسته ای با اعمال آزمایش های مختلف آموزش های لازم را خواهند دید؛ چرا که ویژگی و خصوصیات اصلی یک راکتور هسته ای وابسته به چگونگی رفتار نوترون های داخل قلب راکتور می باشد که با آزمایش های مختلف می توان به این خصوصیات دست یافت. با انجام آزمایش های گوناگون توسط راکتور شبیه ساز تمامی تغییرات به صورت مانیتورینگ در اختیار کاربر قرار داده می شود. به عنوان مثال تغییرات میله کنترل طی آزمایش صورت گرفته در یک صفحه جداگانه قابل مشاهده می باشد. در این پژوهش سعی شد که بتوان این قسمت را علاوه بر صفحه نمایش به سیستم سخت افزار مجهز کرد که به دنبال آن میله کنترل بتواند در مقیاس واقعی در موقعیت های مورد نظر utrs قرار گیرد تا بدین صورت دانشجویان بتوانند طریقه حرکت میله کنترل را در شرایط مختلف به خوبی فراگیرند. برای پیاده سازی این طرح، ارتباط utrs با سیستم سخت افزار ساخته شده ی میله کنترل برقرار شد. برای برقراری این ارتباط برنامه ای طراحی شد که با اجرای آن در utrs موقعیت های مختلف میله کنترل به صورت کد به سیستم سخت افزار منتقل گردیده و سیستم سخت افزار با دریافت کدهای مورد نظر میله کنترل را در موقعیت تعیین شده توسط utrs قرار می دهد. به عبارت دیگر کدهای مورد نظر از طریق برنامه های ارتباطی به plc منتقل شده و پس از پردازش، فرمان متناظر با آن به الکتروموتور صادر می شود و میله کنترل در مسیر مورد نظر حرکت می کند. در نهایت سیستم سخت افزار میله کنترل به دو روش راستی آزمایی شد. روش اول به صورت مجزا و بدون ارتباط با utrs است که در این روش برنامه تست از طریق کامپیوتر فرمان های لازم به سیستم را صادر می کند. در روش دوم سیستم سخت افزار به utrs متصل شده و با انجام آزمایش های مختلف، میله کنترل توسط سیستم سخت افزار در موقعیت های utrs قرار گرفت. در هر دو روش خطای موقعیت استقرار میله کنترل در سیستم سخت افزار نسبت به مقدار مورد انتظار کمتر از 2 میلی متر بوده است. پس از مراحل راستی آزمایی مشاهده می شود که سیستم سخت افزار قادر است میله کنترل را با دقت بالا در موقعیت های مورد نظر قرار دهد و به این صورت قابلیت جدیدی به utrs موجود در دانشگاه تحصیلات تکمیلی کرمان افزوده شده است.

امروزه نرم افزارهای محاسباتی مهندسین را قادر به حل معادلات سخت و پیچیده می کند و توانایی دست یابی به جواب های دقیق تر را در مدت زمان کمتر نسبت به قبل فراهم می سازند. با این وجود به منظور بهره وری هر چه بیشتر از این منابع و ظرفیت ها بایستی که کدهای محاسباتی به دقت طراحی و اجرا شوند. یکی از زمینه هایی که از این قابلیت ها به طور گسترده استفاده می شود در طراحی و آنالیز راکتورهای هسته ای می باشد. ویژگی و خصوصیت اصلی یک راکتور هسته ای وابسته به چگونگی رفتار نوترون های داخل قلب راکتور می باشد بنابراین آگاهی از نحوه توزیع انرژی ناشی ازشکافت هسته توسط نوترون ها در راکتور یک امر ضروری است. توزیع نوترون ها درون راکتور که شار نوترونی نامیده می شود، تعیین کننده توان راکتور می باشد. توزیع نوترون به وسیله معادله انتقال ارائه می گردد که در حالت کلی حل کردن آن بسیار مشکل است و اغلب از معادله پخش که تقریبی از معادله انتقال است، استفاده می گردد. در این پژوهش با توجه به نیاز کشور نسبت به بومی سازی کد های هسته ای سعی بر ارائه روشی جدید جهت محاسبه معادله پخش شده است. بر همین اساس پس از آشنایی با معادله پخش و نحوه شکل گیری بخش های مختلف آن، روش های متداولی که جهت حل عددی این معادله به کار می رود از جمله روش بسط چند جمله ای معرفی شده اند. از آنجایی که در روش بسط چند جمله ای شار نوترونی با یک چند جمله ای تقریب زده می شود ، تعداد معادلات خطی تولید شده بسته به درجه چند جمله ای به شدت کاهش می یابدکه این امر سبب کاهش حجم ماتریس و کاهش محاسبات می گردد لذا زمان محاسبات را کاهش داده و حافظه کمتری را برای انجام محاسبات احتیاج دارد. در ادامه با توجه به اینکه چند جمله ای متعامد چبیشف برای حل دقیق معادلات دیفرانسیل به کار می رود، به معرفی ویژگی های این چند جمله ای پرداخته ایم. سپس معادله انتشار چند گروهی و دو بعدی در مختصات دکارتی به روش نودال با استفاده از بسط معادلات متعامد چبیشف حل شده است. ضرایب مجهول چند جمله ای ها از یک سری روابط خطی محاسبه می گردد که این روابط از بکارگیری روش حداقل مربعات و همچنین استفاده از شرایط مرزی حاصل می شوند. در نهایت از دو مسئله آزمون متداول در این زمینه جهت راستی آزمایی کد استفاده شده است که این مسائل آزمون با نام های biblis و iaea2-d شناخته می شوند. جواب های به دست آمده از این روش دارای مقادیر قابل قبول و بسیار نزدیکی به جواب های ارائه شده توسط مرجع می باشد و در ضمن شکل شار نوترونی نیز همانند شکل ارائه شده توسط مرجع می باشد. لذا می توان از این کد جهت محاسبات در مهندسی راکتور و همچنین در امور آموزشی بهره برد. همچنین توسعه این کد از حالت دو بعدی به سه بعدی جهت تکمیل کردن این روش در پژوهش های آینده پیشنهاد می گردد.

با توجه به کاربردهای فراوان سنجش گاز رادون و نیز تاثیرات منفی این گاز بر سلامتی که در ادامه به برخی از آنها اشاره می شود، در این پایان نامه طراحی و ساخت سیستمی جهت پایش پیوسته میزان این گاز در هوا انجام شده است. دستگاه فوق الذکر از نوع آشکار سازهای گازی است و در ناحیه اتاقک یونیزاسیون کار می کند. از قابلیت های این سیستم می توان به اندازه گیری گاز رادون از مقدار bq/m3 1 تا bq/m32000000 با عبور دادن آن به طور مستقیم از درون اتاقک، رسم نمودار روی صفحه نمایش خود دستگاه، اندازه گیری میزان رطوبت و فشار و دمای هوای محیط، برنامه ریزی جهت اجرای عملیات های سنگین ریاضی با استفاده از کامپیوتر صنعتی درون دستگاه و اتصال به اینترنت جهت ارسال و دریافت اطلاعات و... را نام برد. امید است نتایج این تحقیقات مشکل گشای محققین و طراحان در زمینه ساخت و به کار گیری این گونه دستگاه ها باشد.

سوخت های غنای بالای مصرف شده (heu) راکتور تحقیقاتی تهران، درحال حاضر درون استخر سوخت های مصرف شده در آن محل نگهداری می شوند. این سوخت ها، در دوره های قبلی کار راکتور بطور کامل سوخته نشده و هم اکنون نیز دارای اورانیوم کافی برای راه اندازی قلب راکتور دیگری می باشند. در این تحقیق، از دیدگاه محاسبات نوترونیک به امکان سنجی برای ساخت قلب یک راکتور تحقیقاتی قدرت پایین آب سبک، به منظور استفاده در محیط دانشگاه تحصیلات تکمیلی صنعتی و فناوری پیشرفته کرمان، توسط سوخت های مصرف شده heu پرداخته شده است. با توجه به محاسباتی که به منظور بدست آوردن میزان مصرف هر کدام از این سوخت هایheu بعد از چندین سال کارکرد در چیدمان های مختلف قلب بدست آمده، با ایجاد یک چیدمان جدید توسط سوخت ها در قلب راکتور جدید، به محاسبه طول عمر و شارهای نوترونی حاصل از این راکتور در قدرت های کاری مختلف پرداخته شده است. همچنین با توجه به معیارهای طول عمر، شار نوترونی و قدرت کارکرد مناسب برای راکتور جدید، تعیین کاربری این راکتور مورد بررسی قرار می گیرد. طبق نتایج حاصل از محاسبات نوترونیک، استفاده از سوخت هایheu به منظور ساخت قلب این راکتور جدید، با توجه به کاربردهای تعیین شده، در قدرت پایین امکان پذیر می باشد.