دو موضوع مهم در خصوص مسائل i&c عبارتند از تعدد و تنوع در ابزارهای اندازه گیری. این موضوع به ویژه در راکتورهای هسته ای از اهمیت ویژه ای برخوردار می باشد. در حال حاضر، تکیه راکتور تحقیقاتی تهران عمدتاً بر چهار کانال مستقل اندازه گیری شامل یک اتاقک شکافت، دو اتاقک یونیزاسیون جبران نشده و یک اتاقک یونیزاسیون جبران شده استوار می باشد. در هر یک از این آشکارسازها، نوترون به ذره باردار دیگری تبدیل و با ایجاد یونیزاسیون، آشکارسازی گشته و متعاقباً قدرت راکتور از شدت جریان حاصله تعیین می گردد. برای رعایت دو اصل یادشده در فوق، و نیز بالا بردن درجه اعتماد روی تخمین قدرت راکتور، علاقه بر این است که تعداد کانال های مستقل اندازه گیری قدرت راکتور افزایش یابد. علاوه بر این، برای رعایت اصل تنوع، انتظار می رود که از اصول دیگری غیر از اصول به کار رفته در چهار کانال اصلی راکتور نیز استفاده شود. به همین منظور، اندازه گیری شدت عنصر رادیواکتیو 16n به عنوان یکی از ابزارهای اندازه گیری قدرت می تواند مدنظر قرار بگیرد. اندازه گیری مقدار دقیق قدرت راکتور، در مبحث ایمنی راکتور از اهمیت زیادی برخوردار است. همچنین این موضوع برای استفاده کاربران راکتورهای تحقیقاتی جهت انجام آزمایش های مختلف مورد نیاز است. از این رو، روش های مختلفی جهت اندازه گیری قدرت راکتور وجود دارد. در اثر برهم کنش نوترون سریع با اکسیژن موجود در آب خنک کننده راکتور، ایزوتوپ پرتوزای 16n تولید می گردد که این ایزوتوپ دو پرتوی گاما با انرژی های 6/13 و 7/1 مگاالکترون ولت گسیل می کند که گامای 6/13 آن به دلیل فراوانی (و ناچیز بودن گامای 7/1) مورد بررسی قرار می-گیرد. لذا در این کار به بررسـی اندازه گیری قدرت توسط گامای 16nبا بهره گیری از یک آشکارساز یدورسدیم و 10 عدد آشکارساز گایگر-مولر به طور مجزا پرداختیم. در ابتدا، طیف گیری های متعددی توسط آشکارساز سوسوزن 2 اینچی یدورسدیم و دستگاه تحلیلگر چندکاناله در قدرت های مختلف به منظور بررسی جابجایی های فوتوپیک ها در اثر تغییرات قدرت و بررسی رفتار خطی بین قدرت راکتور و شمارش گامای 16n صورت گرفت. در پایان، پنجره مناسبـی با استفاده از یک تحلیلگر تک کانالی برای شمارش گامای 16n تعیین شد و پس از کالیبره کردن، این سیستم به عنوان یکی از سیستم های اندازه گیری قدرت راکتور به کار گرفته شد. در مرحله بعد، از 10 عدد شمارنده گایگر-مولر برای آشکارسازی پرتوهای گاما استفاده شد. این شمارنده ها با حفاظ های مختلف، در فواصل مختلف مورد آزمایش قرار گرفته و در پایان ساختار مناسب برای حفاظ ها و نیز فاصله ای مناسب برای آنها پیدا شد. پس از کالیبره نمودن، این سیستم به عنوان یکی از سیستم های نمایشگر قدرت راکتور مورد استفاده قرار گرفت.

در این طرح اندازه گیری شار نوترون با استفاده از آشکارساز نوترون داخل-قلب قابل حرکت در امتداد میله سوخت انجام می پذیرد. هم اکنون برای اندازه گیری شار در نقاط مختلف قلب راکتور از روش آنالیز فعال سازی نوترونی استفاده می شود. روش آنالیز نوترونی به جای خود بسیار کارا و مفید است، اما روشی وقت گیر بوده و در قدرت های پایین انجام می شود و با استفاده از نتایج آن شکل شار در قدرت های بالاتر بدست می آید. همچنین تعیین تغییرات شکل شار درحالتهای گذرا مانند تغییر موقعیت میله های کنترل نیز در این روش قابل اندازه گیری نمی باشد. محدودیتهای روش آنالیز نوترونی، پروسه زمانبَر و هزینه بالای آن دلیل طراحی یک سیستم بهتر برای تعین توزیع شار در داخل قلب است.

بهینه سازی مدیریت سوخت داخل قلب راکتور یکی از مهمترین چالش ها در مهندسی هسته ای می باشد. تاکنون استراتژی های گوناگونی برای طراحی چیدمان بهینه سوخت در قلب راکتورهای هسته ای ارایه شده اند. در بیشتر این استراتژی ها، افزایش ضریب تکثیر قلب و کاهش ضریب قله توان به جهت افزایش طول دوره ماندن سوخت در قلب راکتور و بهبود کارایی مجتمع های سوخت اهداف اصلی بوده اند. الگوریتم ژنتیک (ga) و الگوریتم گروه ذرات (pso) کارایی نسبتا خوبی در بهینه سازی مدیریت سوخت داخل قلب راکتور داشته اند. در این تحقیق یک روش جدید با استفاده از الگوریتم گروه ذرات با رفتار کوانتومی (qpso) جهت تخت کردن توان شعاعی در نیروگاه هسته ای wwer-1000بوشهر ارایه شده است. نتیجه و همگرایی این روش نشان می دهد که qpso کارایی بسیار خوبی دارد و با ga و pso قابل مقایسه می باشد. به علاوه به عنوان یک حرکت ابتکاری یک عمل گر به عنوان عمل گر جهش به الگوریتم qpso اضافه شده است. این الگوریتم، الگوریتم گروه ذرات کوانتومی با عمل گر جهش تفاضلی (qpso-dm) نامیده می شود. این الگوریتم در بهینه سازی مدیریت سوخت بهتر از pso و qpso عمل می کند. نتیجه بهینه سازی با استفاده از این الگوریتم نشان می دهد که این الگوریتم همانند pso در مینیمم های محلی به دام نمی افتد و در عوض نتیجه بهتری به ارمغان می آورد. در این تحقیق ثابت های چند گروهی توسط کد wims برای مجتمع های سوخت مختلف تولید شده و جهت به دست آوردن توزیع توان در نرم افزار citation استفاده شده اند.

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 حال حاضر اکثر راکتورهای آب سبک ( lwr) که در حال کار هستند و یا ساخته شده اند، راندمان حرارتی نسبتا پایین (حدود 33%) دارند. بعلاوه این نیروگاه ها به علت محدودیت در پایین بودن نرخ تغییر توان از رقابت پذیری پایینی در محیط تجدید ساختار شده برخوردارند. در نیروگاه های فسیلی، بخار ورودی به توربین به وسیله یک سوپرهیتر تقویت می گردد. این سوپرهیت کردن نه تنها باعث بالا رفتن راندمان کل نیروگاه تا حدود 40% می گردد بلکه کیفیت بخار آب را افزایش داده و مانع از تشکیل قطرات آب برروی پره های توربین می شود. در نیروگاه های هسته ای امکان سوپرهیت کردن بخار در منبع گرمایی (قلب راکتور) وجود ندارد. این مساله به این دلیل است که فاز سوخت هسته ای جامد است و در صورت افزایش بیش از حد دما ساختار سوخت از بین می رود و ذوب می شود. همچنین در دماهای بالا در قلب راکتور واکنش های شیمیایی بین آب درون قلب راکتور و غلاف سوخت بیشتر و سریعتر شده و این ازنظر ایمنی قابل قبول نمی باشد و امکان عبور بخار مستقیما از همسایگی سوخت وجود ندارد. همچنین امکان استفاده از یک قلب دیگر با سوخت هسته ای که در آن بخار آب سوپرهیت شود وجود ندارد، زیرا اولا ظرفیت گرمایی بخار آب پایین است بنابراین یک قلب بزرگ برای انتقال حرارت نیاز است و در ضمن خاصیت کندکنندگی بخار آب بسیار پایین است، که این برخلاف روند واکنش های زنجیری هسته ای می باشد. با توجه به اینکه بر روی سطح غلاف حباب های بخار آب تشکیل می شود و این امر مانع انتقال حرارت کامل از سوخت به سیال عامل می شود. در نتیجه غلاف در آن نقطه بیش از حد داغ شده و ذوب می شود. راندمان پایین نیروگاه هسته ای نه تنها از نظر اقتصادی مقرون به صرفه نمی باشد بلکه باعث آلودگی حرارتی محیط زیست نیز می شود و این راکتورهای هسته ای اتلاف حرارتی بیشتر نسبت به سایر نیروگاه هایی که بازده آنها حدود 40% است دارند. در عمل روش های مختلفی وجود دارد که می توان راندمان یک نیروگاه را افزایش داد. در این پایان نامه هدف افزایش راندمان حرارتی نیروگاه هسته ای از نوع pwr با استفاده از سوپرهیت کردن بخار در فشار ثابت به کمک گاز طبیعی است. در استفاده از این روش افزایش نرخ تغییرات توان، افزایش سود و رقابت پذیری این نیروگاه در محیط تجدید ساختار شده، کاهش تلفات حرارتی و کاهش خوردگی با بالا بردن دمای بخار ورودی به توربین در نظر گرفته شده است.

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.

در طی کارکرد یک راکتور هسته ای، ایزوتوپ های سنگین سوخت آن (هسته های اورانیوم یا پلوتونیوم) شکافته شده و به عناصر میان وزن تبدیل می گردند. از آنجا که این سوخت جهت جلوگیری از نشت پاره های شکافت* در میله های فلزی_مثل زیرکونیوم _جایگذاری شده اند روشهای معمول عکسبرداری قادر به سنجش میزان اورانیوم و یا پلوتونیم باقی مانده در سوخت نمیباشند. در این پایان نامه روش جدیدی جهت سنجش میزان سوخت باقی مانده با استفاده از مئون* های فضایی معرفی و مورد بررسی قرار گرفته است. در این راستا با استفاده از کد mcnpx و با استفاده از شبیه سازی پرتوهای مئون میزان سوخت های مصرف شده برآورد شده است. استفاده از پرتو مئون دارای مزایایی است، از جمله وجود منشاء طبیعی آن بطوریکه زمین با این پرتو طبیعی که در محدوده انرژی gev 1000-1 می-باشد بطور دائم بمباران می¬شود. عمق نفوذ آن در مواد مختلف زیاد است چرا که مئون علی رغم جرم بالای آن (207برابر جرم الکترون) دارای سطح مقطع پایین واکنش با مواد است و بدین دلیل به راحتی در اجسام نفوذ می کند. با توجه به اختلاف زاویه ای که مئون قبل و بعد از عبور از مواد با عدد اتمی بالا ایجاد میکند شناسایی مواد با عدد اتمی بالا را میسر میسازد. در تحقیق پیش رو با انتخاب این رویکرد، زاویه مئون در هنگام ورود به جسم و نیز در هنگام خروج بدقت ثبت شده¬ است. با انتخاب ماده درون شبکه سوخت احتمالات پراکندگی با استفاده از تالی شماره یک کد مذکور بر حسب زاویه مئون خروجی بدست آمده است. بدین ترتیب می¬توان با داشتن اختلاف پراکندگی در زاویه مئون¬های خروجی قبل از شروع به کار راکتور و بعد از خاتمه کار راکتور میزان سوخت مصرفی را برآورد نمود. روش کار بدین صورت است که در تشکیل هندسه کد، یک صفحه آشکارساز در دو طرف شبکه سوخت قرار داده شده و زاویه پراکندگی مئون ها اندازه گیری شده است. در نهایت نمودارها و خروجی های حاصل از نرم افزار techplot و origin در تضمین روش مئون رادیوگرافی و برآورد دقت این روش با توجه به منحنی فرسایش سوخت ، حداقل میزان مصرفی که یک سوخت باید داشته باشد تا قابل سنجش توسط این روش باشد آورده شده است.

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.

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 .