جهت بهینه سازی و کنترل دز بیماران در تصویربرداری های تشخیصی، از سوی کمیسیون های مختلف صاحب نظر در حفاظت در برابر اشعه، سطوح دز راهنمای تشخیصی معرفی گردیده است. این سطوح از اندازه گیری دز بیماران با یک سایز استاندارد در یک منطقه و سیستمهای تصویربرداری مورد استفاده در آنجا، و تعیین سطح سه چهارم دز جمعیت مورد اندازه گیری بدست می آید. با اندازه گیری این سطوح و برآورد دز یک منطقه اولاً مقادیر بالا (یا پایین غیر معمول) بدست می آید. ثانیاً این مقادیر با مقادیر حاصل از سایر کشورها و کمیسیون ها مقایسه می گردد و وضعیت پرتوگیری بیماران منطقه کنترل می گردد. ثالثاً با اندازه گیری های دوره ای این مقادیر به تدریج دامنه بزرگی که از دز یک بیمار به بیمار دیگر در بخش های مختلف و یا حتی در یک بخش دیده می شود، به تدریج کم شده و مقادیر دز کاهش می باید. این موضوع در بازبینی پروتوکل های تصویربرداری متخصصین یک منطقه در جهت رسیدن به دزهای پایین تر منطقی (بدون از دست رفتن کیفیت تصویر) بسیار موثر است. طرح حاضر جهت اندازه گیری و تعیین سطوح دز مرجع تشخیصی استان فارس به اجرا گذاشته شده است. جهت این تحقیق دز فرودی در سطح پوست بیمار (esd ) بوسیله tld و حاصلضرب دز جذبی در هوا (در این انرژی برابر با کرما) در سطح (dap) بوسیله یک dapmeter برای هر سیستم، برای 10 بیمار سایز استاندارد kg(10±70)، اندازه گیری گردید. در مقادیر drl بدست آمده برای دز سطح پوست، به جز مقادیر تصویربرداری قفسه سینه که حدود 10% بالاتر از مقادیر کمیسیون اروپا و 65% تا 136% بالاتر از نتایج تحقیقات استرالیا (2009) و انگلیس (2005) و می باشد، بقیه تصویربرداری ها قابل مقایسه با مقادیر سایر تحقیقات می باشد. در مقادیر drl بدست آمده dap نیز به جز مقادیر مربوط به قفسه سینه که بسیار بالاتر از مقادیر تحقیقات دیگر (دو و نیم برابر) می باشد و این به علت عدم کولیماسیون صحیح می باشد، نتایج سایر تصویربرداری ها قابل مقایسه با سایر تحقیقات می باشد.

در این تحقیق با استفاده از مدل طراحی شده راکتور vver-1000 بوسیله کدrelap5/mod3.2 جهت بررسی حوادث کاهش قدرت خنک کنندگی در مدار دوم ارائه شده است. در عملکرد نیروگاه های هسته ای pwr، مدار دوم نیروگاه نقش مهمی دارد. بنابراین ارزیابی سناریوهای مختلف حوادث مدار دوم در شرایط واقعی نیروگاه بسیار حائز اهمیت است و این نتایج به عنوان یک مبنای طراحی در نیروگاه های هسته ای، ایمنی و مدیریت حادثه مورد استفاده قرار خواهد گرفت. یکی از مهمترین گروه حوادث مربوط به مدار دوم حوادثی است که منجر به کاهش برداشت گرما از مدار اول می شود. چهار حادثه در این تحقیق مورد بررسی قرار گرفته است که عبارتند از: 1) از بین رفتن جریان آب تغذیه. 2) بسته شدن ناگهانی شیر ایزولاسیون بخار. 3) کاهش نرخ بخار ورودی به توربین. 4) از بین رفتن خلاء در چگالنده. تغییرات پارامترهای ترموهیدرولیکی مدار اول و دوم تحت این حوادث مورد آنالیز قرار گرفته اند. نتایج مدل سازی نشان می دهد که در پایان همه ی حوادث راکتور به شرایط پایدار می رسد ودر حالت ایمن باقی می ماند. از آنجا که نتایج ارائه شده از کدها همواره دارای خطا می باشد، بررسی دقت کدهای محاسباتی لازم و ضروری به نظر می رسد. ارزیابی کدها شامل ارزیابی کیفی و کمی می شود. در روش کیفی پارامترهای psar و محاسباتی در یک نمودار آورده شده است. مشاهده شهودی تغییرات پارامترهای پیش بینی شده توسط کد relap5 مقایسه ی خوبی را با داده های psar نشان می دهد. همچنین بررسی کمی نتایج توسط آنالیز fft انجام شد. در کل این روش توافق خوبی را بین relap5 و داده های psar نشان می دهد.

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.

عدم خاموشی راکتور به دنبال هر رخداد عملیاتی پیش بینی شده، منجر به حالت گذرای بدون خاموشی (atws) می شود که میتواند خسارت های جدی به سوخت وارد کند. به همین منظور برای خاموش سازی راکتور در زمان حادثه به یک سیستم حفاظتی با قابلیت اطمینان بالا نیاز است. مهمترین عامل در دسترس نبودن سیستم حفاظتی راکتور (rps) عملکرد ناموفق میله های کنترل برای وارد شدن به قلب در زمان حادثه می باشد. برای مثال در برخی موارد میزان بالای burn up سوخت سبب ایجاد لایه اکسیدی در مجتمع سوخت و در نتیجه مسدود شدن کانل های هدایتی می شود که موجب گیر افتادگی یک یا چند میله کنترل می شود. در نتیجه راکتیویته منفی لازم برای خاموش سازی قلب اعمال نشده و خاموشی صورت نمی گیرد. بسته به نوع نیروگاه، مکان قرار گیری میله های کنترل ، چیدمان قلب، ارزش هر میله کنترل و میزان ماده جاذب به کار رفته در میله ها، حداقل تعداد میله های کنترل لازم برای خاموشی ایمن راکتور متفاوت می باشد هم چنین با توجه به چیدمان میله های کنترل، این میله ها سهم یکسانی در خاموش سازی راکتور نخواهند داشت. به همین منظور در این تحقیق با مدل سازی قلب راکتور بوشهر توسط کد mcnp5 معیار موفقیت میله های کنترل در زمان نبودن سیستم تزریق بورن به قلب، با بررسی بر ارتفاع میله های گیر افتاده و تعداد این میله ها بدست آمد که با معیار های بیان شده در psa و fsar بوشهر مطابقت دارد.

امروزه آنالیز حوادث وخیم و تحلیل این سناریوها در شرایط واقعی نیروگاه از مهم ترین موضوعات در برآورد ایمنی تأسیسات است. یکی از این حوادث از دست رفتن کامل برق نیروگاه است که جزء حوادث نوع وخیم تر از حوادث پایه ای طراحی می باشد. در این پژوهش با استفاده از مدل relap5 طراحی شده قلب vver1000 حادثه از دست رفتن کامل برق نیروگاه مدل شده است. نتایج برای سه حالت مختلف یعنی الف) بدون دخالت اپراتور، ب) باز شدن یکی از شیرهای psd فشارنده در ثانیه 5000 توسط اپراتور و ج) باز شدن هر سه این شیرها در ثانیه 5000 به دست آمده است.در شبیه سازی این حادثه فرض شده پس از برقراری حالت پایدار هم منابع برق نرمال و هم منابع برق اضطراری از دست می روند. در این فاصله پارامترهایی از جمله تغییر توان راکتور، آهنگ جریان جرمی ورودی رآکتور، فشار مدار اول، فشار در فشارنده و مبدل ها، تغییر سطح آب درون راکتور، فشارنده و مبدل ها، ماکزیمم دمای سوخت و غلاف آن برای سه حالت مذکور مورد بررسی قرار گرفته اند. با شروع حادثه گرمای تولیدی به سطح گرمای تولیدی ناشی از گرمای باقیمانده نزول می کند و آهنگ جریان جرمی ورودی به رآکتور نزول کرده و به حد آهنگ ناشی از جریان جابجایی آزاد می رسد. نتایج نشان می دهد که این آهنگ تا زمان 5000 ثانیه حفظ می شود اما با از دست رفتن آب مدار اول و صفر شدن سطح آب درون رآکتور از بین می رود. بنابراین زمان بهینه باز شدن شیرهای psd توسط اپراتور ثانیه 5000 است. در این صورت خرابی قلب و محفظه در فشار پایین تری نسبت به حالت اول صورت می گیرد در نتیجه جهت جلوگیری از بالا رفتن دمای سوخت و غلاف آن به بالای حد مجاز ضروری است قبل از خشک شدن مبدل ها و مدار اول تزریق خنک کننده به آن ها صورت گیرد. با توجه به نتایج به دست آمده نمودارهای حاصل از شبیه سازی با نمودارهای fsar هم خوانی دارد.

در این تحقیق، امکان پذیر بودن درمان سرطان تیروئید با بیم پروتونی و به روش اسکن خطی بررسی می شود. در ابتدا برای اینکه بتوان به نتایج حاصل از شبیه سازی اعتماد کرد، منحنی دز عمقی در آب حاصل از شبیه سازی با کد مونت کارلوی fluka برای یک بیم پروتونی باریک 70.1 مگاالکترون ولت، با منحنی تجربی بدست آمده در مرکز درمان سرطان md anderson واقع در دانشگاه تگزاس آمریکا، مقایسه شده است. سپس، با شبیه سازی یک فانتوم ساده ی چندلایه از ناحیه ی گردنی، مناسب ترین بازه ی انرژی پروتون برای درمان یک تومور تیروئید با ضخامت معین، تعیین شده است.. برای این فانتوم ساده، تعداد فوتون ها و نوترون های ثانویه ناشی از برهمکنش پروتون های اولیه با لایه های مختلف بافتی در انرژی های مختلف بیم پروتونی اولیه، برآورد شده است. همچنین با شبیه سازی یک هندسه ی دقیق تر از فانتوم گردن، طیف فوتون ها و نوترون های ثانویه ی تولید شده، بدست آمده است. نهایتا دز معادل موثر برخی از بافت های بعد از حجم هدف و اطراف آن ناشی از نوترون های ثانویه برای وقتی که بیم پروتونی 54 مگاالکترون ولت به فانتوم برخورد می کند و همچنین فلاکس نوترون های ثانویه در فاصله ی 1 متر ی از مرکز محور میانی فانتوم دقیق گردن در انرژی های 34 و 54 مگا الکترون ولت بیم پروتونی اولیه ، محاسبه شده است. نتایج حاصل از شبیه سازی نشان دادند که منحنی دز عمقی، توافق خوبی با منحنی تجربی داشته است. لذا نتایج حاصل از شبیه سازی می توانند قابل اعتماد باشند. مناسب ترین بازه ی انرژی برای درمان تومور تیروئید، بین 42 تا 54 مگا الکترون ولت بوده است. تعداد فوتون ها و نوترون های تولید شده به ترتیب توابعی خطی و درجه دوم از انرژی پروتون اولیه بودند. در حالت برخورد یک بیم پروتونی 54 مگاالکترون ولت به فانتوم، حنجره و نای بیشترین مقدار دز معادل موثر را ناشی از نوترون های ثانویه دارا بودند. با توجه به کل نتایج بدست آمده می توان گفت که امکان انجام عملی درمان سرطان تیروئید با بیم پروتونی در آینده وجود دارد.

شکستگی لوله مولد بخار یکی از حوادث مهمی است که در راکتورهای هسته ای مورد توجه قرار می گیرد. در این حادثه ، سیال از مدار اول به مدار دوم نشت پیدا می کند و پس از تشخیص حادثه بایستی راکتور را خاموش کرده و خنک کنندگی راکتور را آغاز وتا رسیدن به حالت خاموشی سرد ایمن جهت تعمیرات، ادامه می دهیم. مطابق دستورالعمل بهره برداری راکتور، خنک کنندگی راکتور از طریق آزاد کردن بخار بوشیله شیر bru-a برروی مولد های بخار سالم انجام می گیرد. از آنجا که شوک حرارتی تحت فشار که اصطلاحا"pts(peressurized thermal shock) گفته می شود یکی از ملاحظات مهم در محفظه اصلی راکتورهای هسته ای بوده و بر عمر تجهیزات اصلی راکتور نیز اثر می گذارد و همچنان که تجهیزات در راکتورهای در حال کار، قدیمی تر می شوند، بدلیل تشعشعات نوترونی، خاصیت شکنندگی در تجهیزات به شدت بالا می رود، بنابراین خنک کنندگی راکتور را بایستی به نحوی مناسب انجام داد. در این پژوهش کنترل خنک کنندگی، با لحاظ کردن فشار راکتور بوسیله کنترل فازی انجام شده است. نتایج بدست آمده نشان می دهد که اعمال کنترل فازی جهت تعیین نقاط تنظیم کنترلر های pi مربوط به دما و فشار راکتور، سیستم را بصورت ایمن، به حالت خاموشی سرد و پایدار هدایت می کند. همچنان که از نتایج محاسبات ونمودار ها دیده می شود، فشار مدار اولیه از مقدار اولیه در طول حادثه تجاوز نکرده و بیشترین فشار در مدار ثانویه برروی مولد بخار شماره b بوده و مقدار آن حدود 91/75 بار می باشد. آنالیز محاسبات نشان می دهد که، بیشترین مقادیر دمای میله های سوخت و سوخت در کل زمان حادثه از مقدار دمای اولیه تجاوز نمی کند. بیشترین دمای سوخت 788 درجه سانتیگراد و بیشترین دمای غلاف سوخت 95/546 درجه سانتیگراد می باشد.

انجام طراحی درمان پیش نیاز درمان توسط انواع مختلف براکی تراپی است. هدف اصلی طراحی درمان اعمال دز کشنده به بافت تومور می باشد، در حالی که حداقل دز به ارگان های حساس وارد شود. عملکرد صحیح نرم افزار های طراحی درمان مستلزم استفاده از فرمالیسم محاسباتی دز مناسبی می باشد. امروزه فرمالیسم tg-43 به عنوان فرمالیسم مرجع دزیمتری در سیستم های طراحی درمان مورد استفاده قرار می گیرد. هدف از این رساله طراحی و بررسی عملکرد یک نرم افزار طراحی درمان براکی تراپی درون حفره ای جدید برای چشمه ی سزیم 137 مدل سلکترون است که علاوه بر توانائی انجام طراحی درمان دوبعدی بر اساس تصاویر رادیولوژی، قادر به انجام طراحی درمان سه بعدی معکوس بر اساس تصاویر سطح مقطعی mri و یا ct نیز باشد. نرم افزارهای قدیمی مورد استفاده در ایران برای این نوع درمان از جمله نرم افزارهای plato و stps، از الگوریتم های قدیمی محاسبه ی دز براساس محاسبه ی اکسپوژر با اعمال ضرایب پراکندگی بافت استفاده می کنند. در این نرم افزار ها اثر تضعیف ناشی از چشمه های فعال و اسپیسر ها، اثر شیلدینگ اپلیکاتورها، اثر ناهمگنی بافت بر توزیع دز در اطراف چشمه ها نادیده گرفته می شود. در نرم افزار طراحی شده در این تحقیق، ضمن در نظر گرفتن اثرات ناشی از چشمه ها، اپلیکاتورها و ناهمگنی بافت از فرمالیسمtg-43u1 به عنوان فرمالیسم محاسباتی دز استفاده می کند، به این ترتیب که پارامترهای دزیمتری هر یک از چشمه های فعال را به عنوان ورودی دریافت می کند و توزیع دز در اطراف هر چینشی از چشمه های فعال و اسپیسر ها را با استفاده از اصل برهم نهی دز محاسبه می کند. از آنجا که پارامترهای دزیمتری هر چشمه در حضور اپلیکاتور و سایر چشمه های فعال محاسبه می شود، توزیع دز نهائی به دست آمده، با احتساب اثر شیلدینگ اپلیکاتور و سایر چشمه ها خواهد بود. در این نرم افزار امکان تصحیح توزیع دز در ناهمگنی ها نیز وجود دارد. در نهایت عملکرد این نرم افزار توسط شبیه سازی مونت کارلو و دزیمتری tld نیز بررسی گردید. نتایج این تحقیق تطابق خوبی میان نتایج نرم افزار طراحی شده و نتایج شبیه سازی مونت کارلو را نشان می دهد به علاوه این نرم افزار قادر به تصحیح اثرات ناهمگنی بافت با خطای کمتر از 1% است. به علاوه این نرم افزار قادر به انجام طراحی درمان معکوس است به این ترتیب که با دریافت تصویر ct بیمار و تعیین اندام های مختلف (ptv و oars ) بر روی آن، نرم افزار به کمک روش بهینه سازی خطی دوگانه چینش بهینه از چشمه های فعال و غیر فعال را برای وارد کردن دز کشنده به بافت تومور و کنترل دز بافت های سالم را به دست می دهد.

بحث آلودگی هوا و اثرات آن بر موجودات زنده – بالاخص انسان- و غیر زنده از اهمیت خاصی برخوردار است. تاثیرات تدریجی این پدیده در دراز مدت و گاه در کوتاه مدت موجبات تلفات جانی بسیاری در جوامع روبه رشد شده است. یکی از آلایندهای مهم که بعد از ذرات معلق به عنوان دومین آلاینده خطرناک در بحث آلودگی هوا شناخته می شود، ترکیبات آلی فرار (voc) می باشند که بدلیل خاصیت سمی و سرطانی بیشتر ترکیبات آن از اهمیت خاصی برخوردار می باشد. در این تحقیق آزمایشگاهی در یک بازه زمانی 141 روزه با استفاده از سه ستون بیوفیلتر یک ستون با ماده پرکننده شلتوک و دیگری ماده پرکننده ورمی کمپوست+براده چوب و یک ستون با جاذب کربن فعال به بررسی بازدهی حذف بخارات بنزین پرداخته شد. با تغییر غلظت و دبی بخار بنزین ورودی و همچنین تغییر دمای ماده پرکننده ستون ها، بازدهی حذف ثبت و مناسب ترین وضعیت برای عملکرد این سیستم بدست آورده شد. حداکثر بازدهی حدود 61/69% در ستون شلتوک و 38/90% در ستون ورمی کمپوست و 02/98% برای ستون کربن فعال در غلظت بخارات بنزین ppm 10 تا 150 و دبی ورودیl/min 5/2 تا 5/7 و دمای ماده پرکننده بین 20تا 28 درجه سانتیگراد ثبت گردید. با استفاده از نتایج این تحقیق می توان از سیستم بیوفیلتر در مقیاس بزرگتر و اهداف صنعتی در مراکز انتشار این بخارات در کشور استفاده کرد.

یکی از روشهای اندازه گیری غیرفعال سطح پرتودهی گاز رادن در بازه های زمانی طولانی استفاده از ssntd یا آشکارسازهای ردپای هسته ای حالت جامد است. رادن ذرات آلفا گسیل می کند که در ssntd به شکل ردپای نهان ثبت می شود. از انواع این آشکارسازها می توان به فیلمهایی از جنس پلی کربنات اشاره کرد. از آنجاییکه ماده اصلی سازنده لوحهای فشرده پلی کربنات و از طرفی ساختار مولکولی پلی استرها همچون پلی کربنات ها طویل است پس می توان انتظار داشت که رادون و دخترانش دارای تأثیر مشابه بر روی لوحهای فشرده و فیلمهای رادیولوژی و mri ( که نوعی پلی استر هستند) باشند. در این تحقیق تأثیر گاز رادون-220 و رادن -222 بر دو نمونه متفاوت پلی استر (فیلم رادیولوژی و فیلم mri) و یک نمونه پلی کربنات ضخیم (لوح فشرده) مورد بررسی قرار گرفته شد. بدین منظور پنج مارک مختلف فیلم رادیولوژی و فیلم mri که پایه آنها پلی استر است و چهار مارک مختلف لوح فشرده انتخاب شدند . از آنجاییکه برای استفاده از آنها به عنوان آشکارساز ردپای خورشی حالت جامد نیاز به منحنی کالیبراسیون است، با استفاده از چشمه استاندارد رادن-222 به انجام کالیبراسیون برای یک مارک خاص از هر کدام پرداختیم. همچنین یافتن شرایط بهینه خورش الکتروشیمیایی از اهداف این تحقیق بوده است. پس از انجام مراحل بالا نمودار کالیبراسیون برای این نوع فیلم ها به دست آمد. ضرایب کالیبراسیون نمونه فیلم رادیولوژی، فیلم mri و لوح فشرده نسبت به رادون-222 به ترتیب برابر با (cm-2kbq-1d-1m3) 591/0 ± 767/8 ، (cm-2kbq-1d-1m3) 25/1 ± 19/12 و (cm-2kbq-1d-1m3) 09/0 ± 36/0 به دست آمد و حساسیت آنها نسبت به رادون- 220 به ترتیب برابر با (cm-2kbq-1d-1m3) 6 /0 ± 028/0، (cm-2kbq-1d-1m3) 013/0 ± 178/0 و (cm-2kbq-1d-1m3) 00013/0 ± 0024/ تخمین زده شد.

حرکت تومور ریه ناشی از تنفس، استفاده از حاشیه های بزرگ را هنگام تولید حجم هدف طراحی (ptv) ملزم می سازد. چون حرکت تومور تا 5 سانتی متر بوسیله چندین محقق گزارش شده اند، تعیین دقیق حاشیه داخلی (im) برای اضافه شدن به 3d ctv ضروری می باشد. اهداف این مطالعه، مقایسه تفاوت ها در حجم های بین ptv های تولید شده توسط 4d-ct و 3d-ct برای درجه های متنوع حرکت تومور، مطالعه امکان تولید مدل قفسه سینه سریع مناسب برای شبیه سازی حرکت ریه توسط شیوه المان محدود (fe) و پیشنهاد یک شیوه جدید برای کاهش حرکت تنفسی تومورهای ریه به کمتر از 5 میلی متر، می باشد. یک فانتوم متحرک برای شبیه سازی حرکت ریه استفاده شد. سه بلاک پاک کن به فانتوم متصل شدند و یک 3d-ct و یک 4d-ct گرفته شد. سپس ptv ها ترسیم شدند و مقایسه گردیدند. همچنین جابجایی های متنوع تومور ریه با استفاده از چهار بلاک پاک کن بررسی شد. برای ساختن مدل المان محدود سریع (fe)، برای شش بیمار با سایزهای قفسه سینه متفاوت، دو دسته تصویر سی تی در مراحل دم و بازدم در هنگامی که تنفس متوقف شده است، در موقعیت خوابیده بیمار گرفته شدند. پارامترهای مدل fe بر روی سه بیمار میزان سازی شدند. همچنین در این مطالعه قابلیت کاهش حرکت ریه توسط یک بالن باد شده با استفاده از شیوه fe بررسی گردید. تصاویر اسکن سی تی شش بیمار برای شبیه سازی ریه با استفاده از شیوه fe استفاده گردید. سپس یک بالن باد شده داخل مدل ریه میزان سازی شده برای هر بیمار شبیه سازی گردید. در حالیکه بالن حفره ریه را در طول کل دوره تنفس در بر گرفته بود. نتایج این مطالعه نشان می دهد که 4d-ct پتانسیل کاهش سایز ptv های تومور ریه را با حذف کردن حاشیه im دارد. برای جابجایی های بزرگ تومورها استفاده از 4d-ct شانس از دست دادن تومور را کاهش داده و احتمال کنترل تومور را بهبود می بخشد. در مد پیش بینی کننده، میانگین تفاوت ها بین نشانه های موجود در تصویر و نشانه هایی که بوسیله مدل، پیش بینی شده بودند، 2/4 میلی متر بود. بکارگیری بالن نشان داد که برای کاهش حرکت ریه مناسب است و سبب کاهش حرکت تومور نزدیک به دیواره ریه به کمتر از 5 میلی متر می گردد.

هدف اصلی از این تحقیق طراحی و توسعه یک ابزار محاسباتی سریع و دقیق جهت پیشگویی پارامترهای نوترونیک و ترموهیدرولیک اصلی قلب یک راکتور هسته ای نوعی می باشد. در این روش از شبکه های عصبی مصنوعی از نوع پیشخور آبشاری برای پیشگویی پارامترهای ایمنی یک راکتور vver-1000 از روی داده های نحوه چیدمان و آرایش مجتمع های سوخت در داخل قلب راکتور استفاده شده است. خروجی های هدف در این روش شامل پارامترهای نوترونی ضریب تکثیر موثر قلب راکتور، ضرایب پیک توان شعایی مربوط به هر مجتمع سوخت در قلب راکتور و نیز پارامتر پیک توان میله سوخت داغ در هر مجتمع سوخت، و پارامترهای ترموهیدرولیکی شامل ماکزیمم و متوسط دماهای سوخت و غلاف در هر مجتمع سوخت و میله های متناظر آن و نیز پارامتر می نیمم انحراف از جوشش هسته ای می باشد. به منظور دستیابی به دقت محاسباتی بالا از داده های نوترونی و ترموهیدرولیکی، از کوپلینگ کد های نوترونی و ترموهیدرولیک که قابلیت انجام محاسبات در ابعاد مجتمع ها و میله های سوخت را دارند استفاده شده است. در الگوریتم کوپلینگ از کد نوترونیک mcnp که قابلیت مدلسازی جزئیات مجتمع های سوخت را دارد و کد ترموهیدرولیکی cobra-en که قابلیت مدلسازی میله های سوخت و زیرکانال های داخل مجتمع های سوخت را دارد بهره گرفته شده است. همچنین ساختار کدcobra برای مدلسازی قلب راکتورهای از نوع vver اصلاح گردیده است. از کدnjoy به منظور تهیه کتابخانه های سطح مقطع برای مواد مختلف موجود در قلب تحت شرایط دمایی محاسبه شده استفاده شده است. مقایسه نتایج الگوریتم با داده های fsar راکتور نشان می دهد که الگوریتم کوپلینگ طراحی شده با دقت بسیار بالایی قادر است پارامترهای ایمنی نوترونیک و ترموهیدرولیک قلب راکتور را محاسبه نماید. کوپلینگ خارجی کدها با استفاده از یک برنامه خودکار که در محیط matlab نوشته شده است بصورت موازی انجام می شود. برنامه واسط به گونه ای طراحی شده که با تولید آرایشهای مختلف از 6 نوع مجتمع سوخت در 28 جایگاه قلب راکتور، یک پایگاه داده شامل داده های نوترونی و ترموهیدرولیکی مورد نیاز برای آموزش و تست و اعتبار سنجی شبکه عصبی را فراهم می کند. به منظور دستیابی به ساختار شبکه عصبی بهینه در محاسبه پارامترهای راکتور از روی داده آموزش و اعتبار سنجی، یک آنالیز حساسیت جامع برروی معماری شبکه و پارامترهای اصلی آن نظیر تعداد لایه های مخفی شبکه، تعداد نرون ها در لایه مخفی، انتخاب تابع انتقال شبکه و نیز الگوریتم های آموزشی مختلف، انجام شده است. معیار اصلی در انتخاب پارامترهای شبکه، رسیدن به حداقل زمان و حداکثر دقت شبکه و میزان عمومیت آن در پیشگویی پارامترهای نوترونی و ترموهیدرولیکی قلب راکتور بوده است. نتایج بررسی کارایی شبکه عصبی نشان می دهد که ابزار محاسباتی توسعه داده شده در این تحقیق، قابلیت بسیار خوبی در پیشگویی سریع و دقیق پارامترهای ایمنی قلب یک راکتور vver دارد و می تواند به عنوان یک ابزار قابل اطمینان و دقیق در زمینه طراحی قلب راکتور و نیز مسائل بهینه سازی چند هدفی در مدیریت سوخت راکتور کاربرد بسیار خوبی داشته باشد.

لازمه بدست آوردن محدوده ی عملکردی و طراحی اولیه یک جداکننده ی گاز – مایع، بطوریکه کمترین میزان مایع در خروجی گاز وجود داشته باشد، شناخت کافی از الگوی جریان و توزیع پارامترهای ترموهیدرولیکی بویژه سرعت و کسر خلا است. در این تحقیق جریان دوفازی مایع و بخار آب، برای یک نمونه از این نوع جداکننده ها، بکمک دینامیک سیالات محاسباتی و کد تجاری انسیس فلوئنت، مورد تحلیل و بررسی قرار گرفته است. از نقطه نظر طراحی و بهینه سازی ابعاد جداکننده، می توان از طول و عرض ورودی جداکننده، قطر خروجی جانبی، میزان تو رفتگی خروجی جانبی و پهنای جداکننده به عنوان مهمترین پارامترهای دخیل در عملکرد جداکننده (افت فشار و بازدهی) نام برد. سرعت و جریان جرمی هر کدام از فاز ها در ورودی نیز می تواند بر عملکرد جداکننده تاثیر مستقیم داشته باشد. در این تحقیق میزان افت فشار و بازدهی جداکننده، و همچنین کسر خلا بخار در خروجی های جانبی، برای شرایط بارگذاری متفاوت درام، از 25% تا 110% بارگذاری بدست آمده است. در حالت 100% بارگذاری درام، برای 40 عدد از این جداکننده ها که به صورت موازی باهم، در درام، قرار می گیرند دبی جرمی کل 5528 ton/h می باشد. کیفیت جریان ورودی نیز6/3 درصد است. هم چنین اثر تغییر در ابعاد و هندسه ی جداکننده بر افت فشار و بازدهی بررسی شده است. نتایج حاصله نشان می دهد، با افزایش میزان بارگذاری درام، در شرایطی که قطر قطرات، حداقل ممکن (10میکرون) است، کسرخلاء بخار درخروجی های جانبی و بازدهی جداکننده تقریباً ثابت می ماند اما افت فشار افزایش می یابد. تغییرات افت فشار با انرژی واحد حجم سیال در ورودی in(v2/2?) خطی است. برای راستی آزمایی نتایج، جریان چرخشی و دوفازی آب وهوا برای یک نمونه ی مشابه، شبیه سازی شده است. نتایج و پروفایلهای سرعت مماسی بدست آمده توافق خوبی با دادههای تجربی دارد.

در این تحقیق بیم های فوتونی 6mv و 18mv شتابدهنده خطی پزشکیvarian clinac 2100c/d توسط کد مونت کارلوی mcnp4c شبیه سازی شده و منحنی های درصد دز عمقی و پروفایل های دز حاصل از شبیه سازی و اندازه گیری تجربی در فانتوم آب ptw مقایسه گشته اند. اجزای سر شتابدهنده که مدل شده اند شامل هدف، کولیماتور اولیه، پنجره خروجی، فیلتر مسطح کننده، کولیماتورهای ثانویه و صفحه مایلار می باشند. پس از سنجش صحت مدل در میدان مرجع 10×10?cm?^(2 ) ، شبیه سازی و اندازه گیری در میدان 15×15?cm?^(2 ) برای هر دو بیم فوتونی و در میدان 30×30?cm?^(2 ) برای بیم18mv تکرار گشته اند. ابعاد فانتوم آب در شبیه سازی ها 50×50×50?cm?^2 و در فاصله 100cm از چشمه (ssd=100cm) در نظر گرفته شده است. چشمه الکترونی تعریف شده، چشمه ای نقطه ای با طیف انرژی دارای توزیع گوسی می باشد. در مورد منحنی های pdd نتایج حاصل از محاسبات mcnp در مقایسه با داده های تجربی، توافق خوبی را در حد 2% برای نقاط پس از ناحیه build up در تمام میدان های مورد بررسی نشان می دهند. در مورد پروفایل های پرتو، اندازه گیری ها و محاسبات در سطح دز 100-50% در حد 2% ، در ناحیه نیم سایه در حد 2mm و برا ی دنباله میدان در حد 5% در هر سه عمق تحت بررسی برای میدان های 10×10?cm?^(2 )و 15×15?cm?^(2 ) توافق دارند اما در میدان 30×30?cm?^(2 ) پروفایل های به دست آمده از محاسبات دارای شاخ بوده اند که این در هر سه عمق مورد بررسی قابل مشاهده است. علت این امر می تواند در نظر نگرفتن توزیع مکانی برای چشمه الکترونی باشد که اثر آن در میدان های بزرگ قابل مشاهده است.

افزایش انتقال حرارت همیشه یکی از مسائل مهم و مورد بحث در صنعت بوده است. این افزایش در بسیاری از پدیده های انتقال حرارتی مثل تراشه های الکترونیکی، سیستم های لیزری، نیروگاههای تولید برق، فضاپیماها، سیستم های تهویه مطبوع، ریخته گری و سایر تجهیزات صنعتی کاربرد دارد. جریان سیالات در سرمایش یا گرمایش نقش بسیار مهمی در زمینه تبادل گرما ایفا می کند. در دهه های اخیر با پیشرفت تکنولوژی روش های جدید و موثرتری مورد مطالعه قرار گرفته است. یکی از این روش ها استفاده از ذرات فلزی یا اکسیدهای فلزی است که دارای خواص حرارتی بسیار خوبی می باشند. می توان با اضافه نمودن این ذرات جامد به سیالات، خواص انتقال حرارتی آنها را بهبود داد. در این پایان نامه ضریب انتقال حرات جابجایی و افت فشار، با افزودن نانو ذرات اکسید آلومینیوم با قطر متوسط 20 نانو متر در سیال پایه آب مقطر در یک لوله عمودی با شار غیر یکنواخت (شار کسینوسی) بررسی گردید. از انجا که کار فراتر از مقیاس آزمایشگاهی انجام میگردید و تقریبا در یک مقیاس نیمه صنعتی بود و به دلیل بزرگ بودن حجم آب، که تقریبا نزدیک به 30 لیتر بود نانو سیال در 4 غلظت حجمی 0.25%، 5/0%، 1% و 5/1% تهیه گردید. آزمایشات در محدوده رینولدز 500 تا 2100، در محدوده دمایی 15 تا 40 و در فشار 1 تا 10 بار انجام گرفت. مشخص گردید که با افزایش ذرات نانو به سیال پایه، ضریب انتقال حرارت بهبود می یابد که این بهبودی با افزایش غلظت و عدد رینولدز چشمگیر تر است. بطوریکه بیشترین میزان ضریب انتقال حرارت در غلظت 5/1% و رینولدز 2079 به میزان 5/19% بود. اثر دما بر انتقال حرارت نانو سیال بررسی گردید و مشخص شد که افزایش دما باعث بهبودی انتقال حرارت می گردد که دلیل آن افزایش توربالانسی سیستم و افزایش حرکت براونی نانو سیال با افزایش دمای نانو سیال است. اثر فشار بر ضریب انتقال حرارت بررسی گردید و مشخص شد که تغییرات فشار نانو سیال، تغییر محسوسی در ضریب انتقال حرارت ایجاد نمی کند. افت فشار ناشی از افزودن نانو ذرات بر سیال پایه بررسی گردید که مشخص شد افت فشار نانو سیال نسبت به سیال پایه بیشتر است و این افت فشار با افزایش غلظت حجمی و عدد رینولدز بیشتر می شود.

در این تحقیق کد محاسباتی دراگن به منظور شبیه سازی محاسبات تهی شدن سوخت در راکتور vver-1000 استفاده شده است. ابتدا کد دراگن برای اجرا، بر روی سیستم عامل ویندوز پیاده سازی گردید و کتابخانه های مورد نیاز آن، شامل iaea وdragon تهیه شده و سپس صحت سنجی این کد با استفاده از مسائل استاندارد تحلیلی به عمل آمد. پس از آن مجتمع های مختلف سوخت راکتور vver-1000 در کد دراگن پیاده سازی گشته و محاسبات تهی شدن بررسی گردیده است. نتایج صحت سنجی کد با نتایج قبلی حاصل از محاسبات با روشهای متفاوت مقایسه گردید و صحت مدلسازی کد تایید گردید. همچنین نتایج تهی شدن سوخت راکتور vver-1000 با مقادیر موجود در fsar مقایسه و دقت کد در محاسبات مصرف سوخت بررسی گردیده است.

استفاده از سوخت هیدریدی در رآکتور به عنوان سوخت هسته ای، منجر به کاهش چشمگیر دمای سوخت و به تبع آن کاهش انتشار گازهای حاصل از شکافت که خود منجر به کاهش تورم ایجاد شده در سوخت در زمان کار آن می شود. در این تحقیق فاصله بین سوخت و غلاف بوسیله فلز مذاب پر شده و از برنامه mcnpx 2.6 به منظور محاسبه discharge burn-up استفاده گردید. دو نوع سوخت هسته ای اکسیدی و هیدریدی در دو نوع رآکتور با میله های سوخت استوانه ای و حلقوی بارگذاری شده و در مجموع برای چهار نوع رآکتور متفاوت محاسبات انجام شده است. خروجی های حاصل با نتایج کدهای wims و citation برای سوخت-های معمولی uo2و fsar نیروگاه بوشهر مقایسه و صحت سنجی انجام گردید. همچنین دانسیته اتمی محصولات شکافت اعم از اکتنید و غیر اکتنید که دارای اهمیت در مباحث دینامیک رآکتور می باشند نیز محاسبه شده است. این نتایج حاکی از آن است که با وجود کمتر بودن چگالی اورانیوم در سوخت هیدریدی discharge burn-up بیشتری نسبت به سوخت معمولی uo2 دارد وbu برای سوخت های هیدریدی پس از مدت زمان 65 روز تحت تابش قرار گرفتن سوخت به مقدار mwd/kg u 3000 می رسد.

محاسبات دز با استفاده از شبکه عصبی برای شتاب دهنده خطی واریان c 2100 بر پایه شبیه سازی توسطکد مونت کارلوmcnp5 و داده های تجربی چکیده محاسبات دز با استفاده از شبکه عصبی برای شتاب دهنده خطی واریان c 2100 بر پایه شبیه سازی توسطکد مونت کارلوmcnp5 و داده های تجربی توسط مهدی سعیدی مقدم مونت کارلو یکی از ابزارهای بسیار متداول در دزیمتری پزشکی به دلیل دقت بالا می باشد با این وجود طبیعت الگوریتم مونت کارلو زمان مورد نظر برای یک محاسبه نوعی در کاربردهای بالینی از استانداردها تجاوز می کند. روش های متعددی از جمله tg-43 برای ادغام دقت مونت کارلو و زمان بندی مورد نیاز در کاربردهای پزشکی آزموده شده است.اگرچه فرض همگن بودن محیط موجب ساده سازی شده است.در این تحقیق ما یک شبکه عصبی مصنوعی(ann) به منظور کاهش زمان محاسه دوز با به کارگیری شبیه سازی صحیح دزیمتری با کد mcnp5 مونت کارلو طراحی و پیاده سازی نموده ایم. ورودی شبکه ann، مختصات، اندازه میزان، انرژی باریکه و چگالی است و همچنین خروجی درصد دوز عمقی و درصد پروفایل دوز است. 70% از داده های برای آموزش و 30% برای تست شبکه انتخاب شده است. بعد از بررسی های الگوریتم های آموزش های مختلف، توانستیم مناسب ترین الگوریتم را بدست آوریم. مقایسه نتایج حاصل از شبیه سازی و خروجی شبکه عصبی درصد خطای نسبی را برای روش trainbfg کمترین مقدار ممکن را نشان می دهد. نتایج ماکزیمم خطا را برای درصد دوز عمقی %0.6 و برای پروفایل دوز %4.5 در شبیه سازی ها نشان می دهد.

در بسیاری از مسایل مهندسی رخداد پدیده جوشش قابل پیش بینی می باشد، به عنوان مثال در سیکل های بسته توان و تبرید، تبخیر کننده های صنعتی، جوشآورهای برج های تقطیر و بسیاری موارد دیگر پدیده جوشش نقش اساسی ایفا می نماید، که یکی از این موارد رآکتورهای اتمی می باشند. طراحی صحیح و مناسب این سیستم ها ایجاب می کند تا فرآیند جوشش به خوبی شناخته شود. در چند سال اخیر توجه ویژهای به افزایش چگالی توان رآکتورهای اتمی به منظور بهبود جذابیت اقتصادی آنها صورت گرفته است. یکی از این روش ها همراه کردن آب خنک کننده با نانوذرات است تا به یک مایع با قابلیت برتر در حذف گرما دست یافته که به نوبه خود باعث کارکرد رآکتور در نرخ تولید توان بسیار بالا می باشد. در سال های اخیر مطالعات زیادی بر روی مشخصه های انتقال حرارت در نانوسیالات با هدف ارزیابی، کاربرد و مزایای آنها در سیستم های قدرت هسته ای به طور مثال در خنک کننده اولیه، در سیستم های ایمنی، در راهکارهای کاهش حوادث وخیم انجام شده است. شایان ذکر است که در این بین مطالعه فرآیند جوشش کمتر مورد توجه بوده است. به همین منظور در پژوهش حاضر، ابتدا پدیده جوشش آب و سپس نانوسیالات با درصدهای حجمی کمتر از 1 (حدود کاربرد در رآکتورهای هسته ای) که به طور آزمایشگاهی توسط جراردی بر روی هندسه ای مشخص مطالعه شده، شبیه سازی گردید. بعد از اعتبارسنجی نتایج شامل پارامترهای حباب و نمودار جوشش، توانایی توسط نرم افزار cfx افزایش مقدار شار حرارتی بحرانی جوشش توسط نانوسیالات جهت کارکرد رآکتور در نرخ تولید توان بسیار بالا، ارائه شد. سپس هندسه نمونه ای از قلب رآکتور اتمی توسط جوشش هسته ای با آب و نانوسیال خنک سازی شده و توانایی انتقال حرارت از سطح میله های سوختی توسط نانوسیالات با مکانیسم جوشش هسته ای بدون به کارگیری پمپ در چرخه انتقال توان ارزیابی گردید.

چکیده ساخت بتن سنگین و بررسی لایه نیمهجذبی بین گالینا به روشمونت کارلو و مقایسه آن با نتایج تجربی به کوشش سیروس قادری برمی ضرورت و ظرفیت بتن برای تحقیق در موضوعات مختلف مهندسی من جمله بحث ایمنی در مقابل حفاظت پرتوهای یونساز حائز اهمیت است. لذا برای حفاظت در برابر پرتوهای یونساز یکی از مهمترین اصول کار با مواد رادیواکتیو و دستگاههای تولید اشعه میباشد. در طراحی حفاظتهای بیولوژیکی، باید دو نوع تشعشع را در نظر گرفت. اول، اشعههای x و گاما، که قدرت نفوذ زیادی دارندف ولی با استفاده از مواد با دانسیته بالا میتوانند به نحو مطلوبی جذب شوند. دومین نوع تشعشع، نوترونها هستند که ذرات سنگین هسته اتمیاند و بار الکتریکی حمل نمیکنند. در نتیجه، نوترونها تحت اثر میدان الکتریکی در محیط قرار نمیگیرند و بنابراین، فقط در تصادم با هسته اتمی سرعتشان کاهش مییابد. بتن در حفاظگذاری بیولوژیک رآکتورهای هستهای و اتاقهای رادیوتراپی مگاولتاژ از اهمیت زیادی برخوردار است. در این تحقیق با استفاده از کانی گالنا دو نوع بتن سنگین با درصد مختلف آب به سیمان (نسبت 6% و 3%) و یک بتن معمولی با چگالی 2300 به عنوان مرجع ساخته شده است. نسبتهای مختلف آب به سیمان به کار رفته به منظور بررسی تفاوت در میزان جذب نوترونی منظور شده است. برای تولید این بتن علاوه بر مواد اصلی تشکیلدهنده بتون یعنی سیمان، میکروسیلیس و آب که در نسبتهای آزمایشی مشخصی مورد استفاده قرار گرفت، از کانیهای گالنا (محتوی سرب) استفاده گردید. نمونههای ساخته شده از نظر چگالی، تضعیف پرتو، استحکام و ... مورد آزمایش قرار گرفتند. چگالی نمونههای بتن ساخته شده در این تحقیق بسیار بالا بوده و در حد 5000 تا 5200 قرار داشت. اندازهگیری لایه نیمجذب نمونههای بتن برای تضعیف پرتوهای گامای 66/0 تابش شده از سزیم -137، لایه نیمجذبی معادل 45/1 را نشان داد. مقاومت فشاری نمونههای ساخته شده نیز قابل توجه بوده و از تغییراتی معادل 628-685 قرار داشت. مقایسه چگالی، لایه نیمجذب برای پرتوهای گاما و مقاومت فشاری نمونههای بتن ساخته شده در این تحقیق با نمونههای گزارش شده در سایر مطالعات در ایران و سایر کشورها از منحصربه فرد بودن این نمونهها حکایت دارد. بدین ترتیب با استفاده از یک ترکیب بهینه از عوامل تشکیلدهنده بتن، به ویژه بهرهگیری از سنگ معدن گالنا که به وفور در کشور یافت میشود، ساخت حفاظهای پرتوی با قابلیتهای بسیار بالا در بخش-هایی نظیر رآکتورهای هستهای و اتاقهای رادیوتراپی امکانپذیر شده است.

در بخش تجربی پروژه، لیگاند گزینشی مورد استفاده برای سنتز پلیمر قالب یونی برتر از بین پنج پلیمر، ونیل بنزوییک اسید انتخاب شد که سپس به همراه نیترات سرب به عنوان تمپلیت ( یون قالب) به نسبت 1:2 با کمپلکس دو گانه با دنباله ونیلی، ونیل بنزوات سرب تشکیل شد. کمپلکس حاصل در حضور دی ونیل بنزن و استایرن (40 mmol از هر یک) و آزوبیس ایزوتیرونیتریل به عنوان آغازگر ، کوپلیمر گردید. پلیمر حاصل در حضور اسید کلریدریک 1 مولار شستشو شد . از پلیمر حاصل پس از آسیاب کردن ، خشک کردن و الک کردن جهت جدا سازی سرب از محلول هایی با درصد مشخصی از سرب استفاده شد. به منظور بررسی اینکه آیا پس از شستشو اسیدی پلیمر جهت حذف یون قالب لیگاند ونیل بنزوات سرب دست نخورده در پلیمر باقی مانده یا خیر، خصوصیات پلیمر قالب یونی با روش xrf بررسی شدند. پارامترهای مختلف موثر در جذب از قبیل غلظت، زمان، ph و وزن ذرات بررسی شد. در شرایط بهینه 500 میلی گرم از جاذب در محلول های با ph خنثی با غلظت های پایین سرب برای 24 ساعت بهترین جذب را نشان دادند. ضرایب گزینش پذیری نسبت به یونهای سرب مطالعه شد . پلیمرiip برای جداسازی انتخابی یون سرب از co ،sr ،zr ، la ، ni ، ba مورد استفاده قرار گرفت. نتایج نشان داد که جداسازی کمی یونهای سرب از یون های یاد شده با گزینش پذیری خوب امکان پذیر است.

هدف از نمودارگیری به روش تشدید مغناطیس هسته ای اندازه گیری مشخصات پتروفیزیکی مخازن مانند تخلخل، تراوایی و تشخیص نوع هیدروکربن ها می باشد. نمودارگیری به روش تشدید مغناطیس هسته ای در مقایسه با روشهای مرسوم مانند نوترون، مقاومت الکتریکی و گاما تنها روش نمودارگیری است که علاوه بر نداشتن خطرات مواد رادیواکتیو، قادر است کلیه پارامترهای پتروفیزیکی فوق را به طور مستقیم، حتی در حین حفاری اندازه گیری نماید و از این جهت مورد توجه شرکتهای حفاری و مراکز تحقیقاتی در حوزه نفت و گاز قرار گرفته است. در این تحقیق با استفاده از تبدیلات معکوس لاپلاس برای حل مسائل بد وضع نرم افزاری جدید در محیط فرترن به نام لاگ ایران طراحی، آزمایش و تأیید گردید. این برنامه قادر است داده های نویزی دستگاه نمودارگیری به روش تشدید مغناطیس هسته ای را به توزیع زمان آسایش عرضی t2 تبدیل کند، که با استفاده از آن می توان تراوایی، تخلخل و نیز نوع هیدروکربن ها را به دست آورد. در این روش سیگنال دستگاه تشدید مغناطیس هسته ای در محیطهای مختلف بر اساس مشخصات پتروفیزیکی سنگهای مخازن بدون نویز و همراه با نویز شبیه سازی گردید. و در هر مرحله توانایی نرم افزار در پیدا نمودن توزیع زمانهای t2 و میزان دقت آن مورد ارزیابی قرار گرفت. به منظور ارزیابی نرم افزار در تجزیه و تحلیل نمودارهای واقعی و تأیید عملکرد آن از یک نمودار که توسط شرکت شلمبرگر در ایران و توسط ابزار نمودارگیری به روش تشدید مغناطیس هسته ای به دست آمده بود استفاده گردید و خروجی این نرم افزار با نمودار به دست آمده توسط این شرکت مقایسه و عملکرد آن مورد تأیید قرار گرفت. همچنین داده های به دست آمده با داده های به دست آمده از نرم افزار پیشرفته شرکت logic مقایسه و عملکرد آن مورد تأیید قرارگرفت. نتایج حاصله نشان می دهند که این نرم افزار را می توان برای تجزیه و تحلیل سیگنالهای بسیار نویزی دستگاه نمودارگیری به روش تشدید مغناطیس هسته ای و نیز در کاربردهایی که نیاز به محاسبه توزیع زمانهای t2 داریم مانند ام آر آی در پزشکی و یا موارد مشابه مورد استفاده قرار داد.

ما در این تحقیق دو هدف را دنبال کردیم. هدف اول بدست آوردن شار انرژی و طیف چشمه ی نوترونی pu-be واقع در مرکز تابش دانشگاه شیراز و هدف دوم طراحی سیستمی جهت افزایش شار نوترون حرارتی چشمه مورد نظر در فواصل مختلف از چشمه بوده است. برای رسیدن به هدف اول ابتدا با استفاده از کد mcnpx شار و انرژی و طیف نوترونها را در فواصل مختلف از چشمه بدست آوردیم و در ادامه بصورت تجربی با اکتیو کردن ورقه های طلا توسط چشمه شار نسبی را در فاصله های مشخص از چشمه بدست آوردیم. برای رسیدن به هدف دوم که طراحی سیستمی جهت افزایش شار نوترون حرارتی می باشد در شبیه سازی بوسیله کد mcnpx از افزاینده و رفلکتور با ضخامت های مختلف اطراف چشمه استفاده کردیم و با مقایسه حالت های مختلف بهترین حالت را در بین آنها انتخاب کردیم. در پایان موفق شدیم شار نوترونهای حرارتی را 5/2 برابر افزایش دهیم.

اهمیت تعریف و به کارگیری برنامه ی origen2 برای راکتور تحقیقاتی تهران شامل موارد ذیل می باشد: 1- تحلیل محاسبات مصرف سوخت که کارکرد اصلی برنامه ی origen2 می باشد . 2- تحلیل پرتودهی یا فعالسازی مواد 3- مدیریت سوخت قلب راکتور 4- تطبیق پذیری برنامه ی origen2 با استفاده از سری داده های جدید در این راستا ابتدا مطالعات اولیه راکتور trr (tehran research reactor ) انجام گرفته و نوع سوخت و ایزوتوپهای مهمی که هنگام بهره برداری تولید می شوند شناسایی میگردند. پس از آن با استفاده از کد mcnpx اقدام به تولید سطح مقطع مورد نیاز نموده. در ادامه محاسبات مصرف سوخت را با کد origen2برای راکتور تحقیقاتی تهران با داده های سطح مقطع و نتایج محاسبات کتابخانه قبلی و کد mcnpx مورد مقایسه قرار داده . در نهایت ملاحظه می شود که کتابخانه ی تعیین شده برای راکتور trr به خوبی و با دقت mcnpx محاسبات فرسایش سوخت را انجام می دهد .بنابراین با داشتن شرایط موجود در راکتور می توان محاسبات فرسایش سوخت را با کد origen2 با دقت و سرعت بیشتری به انجام رسانید .

امروزه استفاده از سوخت های با چگالی بالا به منظور کاهش حجم قلب راکتور و بالا بردن میزان شار نوترونی در سایت های تابش دهی داخلی و خارجی قلب راکتور های تحقیقاتی و کاهش میزان مصرف سوخت مورد توجه می باشد. ترکیبات سیلیساید اورانیوم (u3si2) به علت داشتن چگالی سوخت بالاتر نسبت به سوخت های اکسیدی ونیز خواص بهتر در مقابله با تابش های داخل قلب راکتور کاربرد گسترده ای یافته اند. هدف از این تحقیق بررسی جایگزینی سوخت راکتور تهران با سوخت مورد نظر و مطالعه پارامترهای نوترونیک قلب راکتور با تغییر چگالی و نوع سوخت می باشد. بدین منظور سعی شده است تا پارامترهای بهره برداری راکتور نظیر راکتیویته مازاد قلب و طول سیکل راکتور حفظ شده و اثرات تغییر چگالی و نوع سوخت بر روی سایر پارامترها مانند شار نوترونی در قلب بررسی شود. همچنین در این پایان نامه بهینه سازی ابعادی سوخت و گام شبکه و چیدمان قلب راکتور برای دست یابی به شرایط بهینه ضریب تکثیر موثر قلب با تغییر این پارامترها مورد مطالعه قرار گرفته است. نتایج محاسبات نشان می دهد با افزایش چگالی سوخت و بهینه سازی ابعادی می توان تعداد مجتمع های سوخت و حجم قلب راکاهش داده و به شار نوترونی بالاتری در سایت های تابش دهی دست یافت.

در این تحقیق یک آشکار ساز نیمه هادی با استفاده از یک فتودیود و یک ترانزیستور برای پایش و در آشکارسازی رادون و محصولات تجزیه آن در مکان های مختلف و حتی دور از دسترس ساخته شده است، که اطلاعات میزان سطح رادون در بازه زمانی حقیقی توسط یک سیستم gsm به یک فرستنده اطلاعات، انتقال داده می شود. برای ارزیابی آشکارساز خاک حاوی اورانیوم طبیعی در یک محفظه بسته قرار می گیرد تا به یک تعادل پایدار برسد. سطح شمارش زمینه برای سطوح مختلف اکتیویته و سازه زمان های مختلف شمارش ثبت شده و آشکارساز در معرض خاک اورانیوم قرار گرفته است. نتایج نشان می دهند که شمارش ها متناسب با زمان شمارش و سطوح اکتیویته هستند و آشکار ساز می تواند یک چشمه رادون استاندارد کالیبره شود

یکی از مشکلات زیست محیطی صنعت چاپ مسئله آلودگی هوا بوده که عوامل مختلفی در ایجاد آن دخالت دارند. صنایع چاپ از مهم ترین صنایع آلاینده هوا گزارش شده اند. عمده ترین منابع آلودگی در این صنعت حلال ها می باشند که به علت فشار بخار پایین و واکنش سریع این مواد با هوا به سرعت تبخیر و در محیط منتشر می شوند. همچنین عدم استفاده از سیستم تهویه مناسب در مقابل حلال های شیمیایی به کاررفته در ترکیب مرکب ها را می توان از مشکلات آلودگی هوا در این صنعت نام برد. برای کنترل و کاهش این آلاینده ها در محیط چاپخانه ها داشتن اطلاعات وضعیت غلظت و توزیع آن ها در سالن چاپ ضروری است. اندازه گیری تجربی و مدل سازی و محاسبات عددی دو راه نیل به این هدف است. باوجود اهمیت اندازه گیری، به دلیل هزینه های بالا و خطاهای موجود استفاده از روش محاسباتی با نرم افزارهای پیشرفته مکانیک سیالات بسیار فراگیر است. این نرم افزار با مدل سازی محیط و سامانه های تهویه می¬تواند توزیع غلظت گاز¬های حاصل از فعالیت دستگاه چاپ را محاسبه و کانتورهای غلظت را ارائه نماید. برای مدل سازی محیط مختصات مدل را به نرم افزار گمبیت داده و مدل ساخته شده را جهت تحلیل و بررسی غلظت آلاینده ها به نرم افزار فلوئنت انتقال و از معادلات k-?، معادلات tourbulence و mixture جهت حل داده ها استفاده گردید. وضعیت های مختلفی که سیستم تهویه می تواند داشته باشد به عنوان 5 سناریو در 15 حالت برای ورودی نرم افزار تهیه گردید. پس از حل این داده ها کانتورهای توزیع غلظت آلاینده اتیل گلیکول برای 15 حالت محاسبه گردید. نتیجه محاسبات نشان می دهد که بدون انجام هیچ تغییری در سیستم تهویه (حالت موجود)، میزان غلظت آلاینده ها به میزان 5-10×2 میلی گرم بر مترمکعب و بیشتر از حد مجاز است ( 5-10×1 میلی گرم بر مترمکعب). در مراحل بعد تعداد، مکان و سرعت فن ها و هواکش ها را تغییر داده و نتایج با میزان استانداردهای موجود مقایسه گردید و کمترین میزان غلظت را در سناریو چهار و مرحله 14 به میزان 9-10×13.87 میلی گرم بر مترمکعب به دست آمده که در این مرحله از تعداد 9 عدد فن (مکنده هوا) در قسمت کف سالن و 3 عدد دمنده ی هوا در بالای سر هر دستگاه استفاده شده است. با مقایسه غلظت به دست آمده با مقادیر استاندارد این سناریو بهینه ترین حالت مشخص گردید.

روش تصویر برداری اسپکت داینامیک یکی از روش های مطرح شده در علم پزشکی هسته ای است که به کمک آن می توان قابلیت بررسی پارامترهای کلینیکی بافت را فراهم نمود. یک تصویر برداری اسپکت داینامیک از تکنیکی استفاده می نماید که قادر است آهنگ تصویر برداری را سریع تر از آهنگ تغییر فرآیندهای فیزیولوژیکی ، فرآیند نشست اکتیویته ، در یک ارگان انجام دهد. بنابراین در هنگام بازسازی تصاویر حاصل از اسپکت داینامیک، باید علاوه بر در نظر گرفتن سه بعد مکانی به بعد چهارم یعنی تغییرات زمان نیز توجه نمود. آنچه که در کیفیت تصویر های حاصل از تصویر برداری اسپکت داینامیک اهمیت دارد، انتخاب روش دستیابی به اطلاعات، اعمال تصحیحات و فرآیند بازسازی تصویر با استفاده از دستگاه های معمول موجود می باشد. دراین طرح سعی شده است تا با نوشتن کدهای برنامه نویسی مطلب ابتدا تصویر برداری اسپکت داینامیک یک فانتوم قلب ساده توسط یک گاما کمرای معمولی انجام شده و سپس با پیاده سازی انواع تکنیک های بهینه سازی در بازسازی تصویر و به دست آوردن منحنی های حاصل از این تکنیک ها، آنها را با یکدیگر و با تصویر و منحنی مرجع مقایسه نماید.

در ابتدای این تحقیق مدارهای فضا و پارامترهای موثر در تعریف مدارها بیان شده و در این کار از مدار leo استفاده می کنیم. و ارتفاع و شیب حرکت ماهواره را نیز با استفاده از کد shieldose بدست می آوریم و بدترین سناریو تعریف می شود و طبق این سناریو به بررسی محیط تابشی فضا می پردازیم که محیط را از لحاظ تابش های موجود در فضا بررسی می کنیم و مهمترین و موثرترین تابش را که تابش های پروتون های گیراندازی شده است را مورد توجه قرار می دهیم و حفاظ گذاری را با استفاده از کد mulassis و mcnpx برای آن انجام می دهیم و از حفاظ های تک لایه شروع می شود و سر انجام به این نتیجه می رسد که حفاظ های دو لایه ای نسبت به حفاظ های تک لایه ای و سه لایه ای و چهارلایه ای و به همین ترتیب لایه های بیشتر،بهتر عمل می کند.

براکی تراپی سرطان پروستات به عنوان رایج ترین نوع درمان شناخته شده است. که در این روش درمانی دز بالایی از اشعه به طور مستقیم به غده پروستات داده می شود. در این تحقیق الگوریتمی جهت شناسایی موقعیت و تعداد دانه های کاشته شده درون پروستات بعد از کاشت با استفاده از پردازش و ثبت تصاویر رادیوگرافی دیجیتالی و ct جهت ارزیابی تعداد دقیق دانه ها حین عمل و 30 روز پس از کاشت استفاده گردید و همچنین جهت ارزیابی دزیمتری پس از کاشت با استفاده از تصاویر ct، توزیع دز به کمک شبیه سازی مونت کارلو در کد mcnp5 به دست آمد. در ابتدا تصاویر رادیوگرافی و ct 22 بیمار مبتلا به سرطان پروستات که از طریق براکی تراپی ldr درمان شده اند در روز اول و سی ام تهیه گردید. با استفاده از الگوریتم پیشنهاد شده در این پایان نامه ابتدا موقعیت و تعداد دانه ها از تصاویر رادیوگرافی و ct استخراج شده و سپس جهت رفع اشکالات باقی مانده در تصاویر با استفاده از تهیه الگوریتم ثبت تصاویر رادیوگرافی و ct تعداد دقیق را استخراج نموده ایم. جهت اعتبارسنجی الگوریتم با استفاده از ساخت فانتوم معادل بافت پروستات دانه های ید ساختگی درون فانتوم شبیه سازی و قرار داده شد، و سپس از فانتوم تصاویر رادیوگرافی و ct تهیه گردید و الگوریتم پیشنهادی بر روی فانتوم اعتبارسنجی شد. ایزودوز مربوط به هر اسلایس رسم گردید و منحنی ایزودوز در هر صفحه با تصویر ct بیمار در روز اول و سی ام ترکیب شد. در نهایت اختلاف دز به علت تغییر مکان چشمه ها بسیار زیاد مشاهده شد به طوریکه درصد اختلاف دز در این اسلایس در برخی از نقاط بیشتر از 100% به دست آمد و این امر به علت جابجایی دانه ها در طول این 30 روز می باشد

محاسبات دزیمتری مونت کارلو با استفاده از فانتوم واکسلی خاص مریض دقیق ترین روش دزیمتری محاسباتی محسوب می شود. استخراج داده های دزیمتری واکسل ها جهت تعیین منحنی های dvh بصورت پیش فرض وجود ندارد و کاربران می بایستی این داده ها را بصورت دستی از خروجی مونت کارلو استخراج نمایند. در این مطالعه با استفاده از الگوریتم های تقطیع تصاویر داده های dicom برنامه ای طراحی و پیاده-سازی گردیده که تولید منحنی های هم دز و dvh را به راحتی امکان پذیر می سازد. نرم افزار طراحی شده در محیط matlab داده های ctdicom را در ورودی درست نموده و با الگوریتم های تقطیع شامل erode,dilate,open,close,fill,area open و اعضاء موجود در تصاویر را بصورت ماتریس های ماسک تولید می کند. مثلاً در یک مجموعه داده dicom که مربوط به ریه، قلب و اندام های فوقانی می-باشد، نرم افزار برای هر عضو یک ماتریس ماسک تهیه می کند. ماتریس ماسک تهیه شده در ماتریس دز واکسلی که توسط مونت کارلو تولید شده ضرب درایه ای می شود و ماتریس دز هر عضو مورد نظر تعیین می-گردد. با استفاده از این ماتریس می توانیم منحنی های هم دز و dvh را معین کنیم. نتایج بدست آمده از مطالعه سه مریض که شامل محاسبات دزیمتری ریه ها، قلب و ستون مهره ها بوده به روش پیشنهادی و روش دستی انجام و مقایسه گردیده است. نتایج نشان می دهند که روش پیشنهادی برای اعضای بزرگ (مانند قلب و ریه) دارای دقت و سرعت بالایی نسبت به محاسبات دستی است. اعضای کوچکتر که تعداد واکسل آنها محدود است در روش پیشنهادی و دستی دقت یکسانی داشته اند.

در این پژوهش، طراحی مفهومی نوترونیک چشمه نوترون سرد (cns) برای راکتور تحقیقاتی تهران (trr)با استفاده از کد mcnpx انجام شده است. چشمه نوترون سرد، نوترون هایی با انرژی بسیار پایین (سرعت کم) با طول موج بلند را برای پراکندگی نوترون ها، تولید می کند زیرا چشمه نوترون سرد، نوترون ها را تا دمای حدود 20 کلوین سرد می کند که حدود 15 برابر انرژی آن ها کم تر از نوترون های حرارتی است. این کاهش دما سبب تولید نوترون های سرد شده که برای مطالعه ابررسانایی، اثرات مغناطیسی و دیگر اثرات کوانتومی که در مواد در دمای پایین رخ می دهد، مفید می باشند به همین علت نصب و راه اندازی چشمه نوترون سرد (cns) در راکتورهای تحقیقاتی ، قابلیت تحقیق در زمینه فیزیک و ماده چگال را افزایش می دهد. بسیاری از راکتورهای تحقیقاتی در سراسر جهان دارای یک cns می باشند و یا قصد ساخت آن را دارند. با توجه به گستردگی استفاده از چشمه های نوترون سرد در راکتورهای تحقیقاتی دنیا و کاربرد روزافزون نوترون های سرد در تحقیقات بنیادین ضروری است تا با در اختیار داشتن راکتور تهران بعنوان تنها راکتور تحقیقاتی کشور با توان و شار نوترونی و تسهیلات پرتودهی مناسب در اطراف آن، یک سیستم چشمه نوترون سرد را با قابلیت بهره برداری در این راکتور طراحی نمود. در این پژوهش سعی شده که اطلاعات کامل و جامعی از انواع، اجزا و سیستمهای مربوطه، روند طراحی و ساخت، مفاهیم اصلی cns و همچنین چالشهای موجود در این زمینه، آورده شود. علاوه بر این به تفصیل به کاربرد و پیشینه این موضوع که بیانگر اهمیت و میزان کاربرد سیستم مورد نظر است پرداخته شده است. در این تحقیق تجزیه و تحلیل پارامتری برای انتخاب نوع، مکان، ماده کندکننده، هندسه کندکننده و ابعاد مورد نیاز cns برای به حداکثر رساندن شار نوترون سرد در حالی که گرمای تولید شده در cns کمینه باشد، صورت گرفته است. سلول کند کننده در این طراحی دارای یک ساختار کروی حلقوی با شعاع خارجی cm 6 می باشد. میزان افزایش شار، روشنایی و ضریب افزایش نوترون سرد همراه با گرمای تولید شده در cns برای انواع مواد مورد نظر شامل هیدروژن مایع ، دوتریوم مایع و متان جامد برای مکان های مختلف در دو آرایش متفاوت قلب اول و قلب تعادلی محاسبه شده است که هیدروژن مایع با غالب بودن غلظت ارتو و سپس متان جامد با دارا بودن شار نوترون سرد از مرتبه 8 در کانال پرتو دهی f برای قلب اول و در کانال پرتو دهی b برای قلب تعادلی بهترین گزینه می باشند.

تولید سطح مقطع های چندگروهی نوترون با استفاده از روش مونت کارلو به واسطه انعطاف پذیری آن در تعریف هندسه، قابلیت بالای محاسباتی و بهره گیری از سطح مقاطع انرژی پیوسته نسبت به کدهای شبکه ای قطعیتی، از دقت مضاعفی برخوردار است. به کارگیری روشی جدید برای تولید ثوابت گروهی نوترون از جمله سطح مقطع های ماکروسکوپیک، ماتریس پراکندگی، متوسط کسینوس زاویه پراکندگی و به تبع آن ضریب پخش، با استفاده از کد مونت کارلوی mcnpx برای کاربردهای ترابرد یا پخش، هدف اصلی این پایان نامه می باشد. ثوابت گروهی تولید شده منتج از فایل ptrac و پیاده سازی روش نسبت وزن به شار توسط مسائل استاندارد مختلف صحت سنجی شده است. روش مذکور برای تولید سطح مقطع های دوگروهی نوترون مورد استفاده درکد parcs برای آنالیز راکتور تحقیقاتی تهران به کار گرفته شده است. نتایج حاصل از شبیه سازی های انجام شده توسط کد parcs و مقایسه با کد mcnpx بیانگر دقت بالای سطح مقاطع تولیدی با استفاده از روش مونت کارلو می باشد.

بررسی استفاده از نانوسیالات بعنوان جایگزین اسید بوریک موجود در خنک کننده و مطالعه ی پارامترهای نوترونی و انتقال حرارتی آن ها و هم چنین بررسی اقتصادی و ایمنی نانوسیالات در یک راکتور آب سبک نوعی

اطلاعات توزیع دز برای ارزیابی تکنیک های طراحی درمان، کنترل کیفی سیستم های طراحی درمان خودکار و تحقیقات مفید هستند.در این پایان نامه ما به صحت سنجی محاسبات دزمتری egsnrc پرداخته ایم. به طوری که محاسبات ناشی از این نرم افزار با محاسبات دزیمتری تجربی tld مقایسه شده است.

چکیده ندارد.

چکیده ندارد.

چکیده ندارد.

غلظت گاز رادن در 151 واحد مسکونی شهر شیراز با مصالح ساختمانی متفاوت و در طبقات مختلف اندازه گیری گردید. این اندازه گیری ها با استفاده از اتاقک نفوذی گاز رادن به طریق غیرفعال انجام گردید. با استفاده از خورش الکتروشیمیایی ردپای ذرات آلفا روی پلی کربنات ثبت شد و شمارش توسط اسکنر با مارک یو ماکس وکامپیوتر انجام گردید. دانسیته سطحی ردپاهای شمارش شده متناسب با غلظت گاز رادن در نظر گرفته شد. برای کالیبره نمودن و تعیین حساسیت اتاقک نفوذی گاز رادن از یک اتاق دستکشدار حاوی پودر سنگ اورانیوم که غلظت گاز رادن هوای داخل آن قبلاً تعیین شده است، استفاده گردید. بر اساس نتایج به دست آمده میانگین سالانه غلظت گاز رادن 94/3و با انحراف معیار 44/3 می باشد. نتایج به دست آمده بر حسب مصالح ساختمانی، طبقات مختلف، قدمت بنا، نوع بنا مرتب و مورد بحث و بررسی قرار گرفت که بر اساس نتایج به دست آمده شهر شیراز جزء مناطق پرتوزایی زمینه می باشد

از آنجا که امنیت یک نیروگاه هسته ای از نظر کنترل راکتیویته و تولید توان بسیار حائز اهمیت است و سموم جاذب نوترون که به صورت محلول در خنک کننده وارد می شوند، بعنوان یکی از کنترل کننده های خوب تغییرات راکتیویته در راتورهای ‏‎pwr‎‏ مورد استفاده قرار می گیرند و از آنجا که میزان این سموم در کاهش استفاده از میله های کنترل و جاذب و بهبود طراحی قلب موثر می باشد، بررسی غلظت بحرانی این سموم در قلب راکتورها، یکی از مباحث مورد توجه مهندسین طراح هسته ای می باشد.از جمله روشهای مرسوم جهت تعیین غلظت بحرانی سموم در خنک کننده، استفاده از کدهای کامپیوتری است که پس از مدلسازی مجتمعهای سوخت، میله های کنترل و قلب راکتور، فرایند تعیین میزان سموم به ازای ضریب تکثیر موثر قلب بر مقدار واحد، اجرا می گردد.در این پروژه با استفاده از کدهای ‏‎wims-d‎‏ و ‏‎citation‎‏ به ترتیب جهت شبیه سازی مجتمعهای سوخت و محاسبات سلولی و مدلسازی و محاسبات قلب، غلظت بحرانی سم اسید بوریک محلول در خنک راکتور نیروگاه بوشهر به عنوان سیستم نمونه و در اولین سیکل کاری آن تعیین گردیده است. نتایج نشان می دهند که استفاده از اسید بوریک محلول در آب در این راکتور به خوبی راکتیویته اضافی را جبران می کند و تهی شدن آن با تهی شدن سوخت انجام می گیرد که نشان دهنده اهمیت آن در تثبیت ضریب تکثیر موثیر قلب می باشد و از آنجا که استفاده از آن موجب کاهش تعداد و میزان راتیویته میله های کنترل می شود، طراحی قلب ایمن تر، ساده تر و ارزان تر می گردد.جهت ادامه کار می توان فرایند تعیین غلظت سم بحرانی محلول در آب را در دومین سیکل کاری راکتور محاسبه کرد و نتایج را با نتایج اولین سیکل کاری راکتور مقایسه نمود. همچنین در صورت امکان دسترسی به کدهای روسی می توان عملیات مذکور را توسط این کدها انجام داد. ضمنا از آنجا که استفاده از کدهای سه بعدی مانند کد ‏‎citation‎‏ از نظر محاسبات پیچیده و زمانبر هستند، روش اقتصادی تر برای محاسبات سه بعدی استفاده از روشهای تلفیق محاسبات یک و دو بعدی و نتیجه گیری توصیفی و سه بعدی از قلب می باشد.

ید - 131 یکی از رادیو داروهایی است که در درمان سرطان تیروئید به کار می رود هدف اصلی در این تحقیق محاسبه دوز جذب شده در کل بدن بعد از تجویز ید 131 در درمان سرطان تیروئید به وسیله شبیه سازی کامپیوتری است. دو کد شبیه سازی ‏‎mcnp4a‎‏ و ‏‎its‎‏ استفاده شدند. بدن انسان به وسیله بیضیگون که با آب و بافت نرم پر شده بود شبیه سازی شد. ابعاد فانتومها به وسیله ‏‎brownell‎‏و همکارانش پیشنهاد شده بود . انرژی بحای مانده در فانتومها برای فانتومهای مختلف به وسیله دو کد محاسبه شد و نسبتهای جذب بدست آمد . نتایج با داده های منتشر شده توسط ‏‎brownell‎‏و همکاران مقایسه شد. نتایج بدست آمده از mcnp4a‎‏ با داده های مرجع توافق خوبی داشتند. ولی نتایج ‏‎its‎‏ چنین نبود. برای محاسبه دوز جذب شده ما دوز بتا و گاما را محاسبه نمودیم و مجموع آنهارا برای بدست آوردن دوز کل بدست آوردیم نتایج منتشر شده توسط ‏‎mirdose‎‏ که فانتوم ‏‎cristy/eckerman‎‏ را استفاده می کند مقایسه شد. تفاوتهای در حدود 70 درصد بود که نتیجه خوبی نبود ولی این نتیجه قابل انتظار بود چون ما در محاسبه دوز تقریبات زیادی به کار بردیم مهمترین تقریب به کار برده شده استفاده از نیمه عمر فیزیکی بجای نیمه عمر موثر بود که به کمک نیمه عمرهای فیزیکی و بیولوژیکی بدست می آید. تعیین نیمه عمر بیولوژیکی نیاز به تجهیزات بیمارستانی دارد که برای ما قابل دسترسی نبود. در یک نگاه کلی میتوان گفت که کد mcnp4a‎‏ یک کد مناسب در محاسبه دوز جذب شده می باشد ولی ‏‎its‎‏ چون برای محیط های کوچک نوشته شده است برای شبیه سازی کل بدن انسان مناسب نمی باشد.

تحلیل چشمه های تابشی گاما یا ایزوتوپهای پرتوزا از طریق اندازه گیری توزعه انرژی چشمه توسط دستگاهها و کارتهای واسط ‏‎mca‎‏ انجام می گیرد. قابلیت سخت افزاری و نرم افزاری کامپیوتر باعث شده تا کارتهای واسط mca در طیف نمائی هسته ای کاربرد وسیع و روز افزونی پیدا کنند. در کارت واسط mca طراحی شده، سیگنال خروجی آشکار ساز که معمولا آشکارساز نیمه رسانای ‏‎ge(li)‎‏ می باشد بعد از تقویت، در یک طبقه مبدل آنالوگ به دیجیتال از هم جدا می شوند. سپس در یک عملگر جمع سخت افزاری یک واحد شمارشی افزایش یافته و در حافظه ‏‎ram‎‏ کارت ذخیره می گردند. بعد از پر شدن ‏‎ram کارت با یک وقفه سخت افزاری به ‏‎cpu‎‏ کامپیوتر، نرم افزار واسط که جهت پشتیبانی سخت افزار می باشد فراخوانی می شود. در این هنگام اطلاعات از ‏‎ram کارت واسط به ‏‎ram کامپیوتر منتقل می گردد نرم افزار مربوطه، قابلیت ذخیره نمودن اطلاعات فوق در فرمت قابل قبول برای نرم افزارهای طیف نگاری را دارا می باشد. با انتخاب یکی از فرمتهای ‏‎mca‎‏ یا ‏‎dat‎‏ اطلاعات با فرمت مشخص شده در فایل مربوطه ذخیره می گردد، تا در صورت نیاز مجددا در دیگر نرم افزارهای طیف نگاری مورد تجزیه و تحلیل واقع گردند.از آنجا که توزیع دامنه سیگنال با انرژی تابش گامای آشکار شده متناسب است؛ خروجی نرم افزارهای طیف سنجی همواره اطلاعات مفصلی را به دست می دهد که برای تشخیص ایزوتوپهای مجهول در یک نمونه و برای شمارش یک ایزوتوپ در حضور دیگر ایزوتوپها مورد استفاده قرار می گیرد.

هدفی که در این پروژه به دنبال آن هستیم ارزیابی نوترونی قلب راکتور است. مراحل کار شامل سه قسمت کلی است. در قسمت اول مکانیزم فیژن را در محیط قلب بررسی می شود. از جمله فعالیتهای این قسمت انتخاب گروه های مختلف نوترونی از نظر انرژی، تحقیق بر روی محصولات فیژن و نوع توزیع انرژی آزاد شده در فرآیند فیژن است. قسمت دوم شامل محاسبه شار نوترونی در دسته سوخت است که برای این منظور از کد ‏‎wims‎‏ کمک گرفتیم. این کد شار نوترونی قلب را در تمام حالات بهره برداری برای ما محاسبه می کند. با توجه به اطلاعات بدست آمده در دو قسمت قبلی ما یک برنامه کامپیوتری با نرم افزار ‏‎matlab‎‏ نوشتیم. این برنامه توانایی محاسبه پارامترهای بحرانی را برای شرایط مورد نظر ما دارد. نتایج بدست آمده با نتایج آزمایشگاه برکهاون مقایسه گردید که همخوانی خوبی را نشان داد.