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

ضرایب انباشت داده های مهمی در مسئله ی حفاظ سازی در مقابل تابش های هسته ای از جمله تابش گاما هستند که پاسخ آشکارساز به فوتون های بدون برخورد را تصحیح می کنند. دانستن ضریب انباشت برای مواد مختلف و ترکیبات آن ها از اهمیت زیادی برخوردار است. در این پایان نامه ابتدا ضریب انباشت پرتودهی تابش گاما برای حفاظ کروی دو لایه ای ساخته شده از آب و سرب که ضخامت کل حفاظ بین mfp2 تا mfp10 تغییر می کرد با استفاده از کد محاسباتی (mcnp(monte carlo n-particle code systemاستخراج شد. چشمه ی فوتون نقطه ای، همسانگرد و در گستره ی انرژی mev 0/3 تا mev 10 در نظر گرفته شد. برای محاسبه ی ضریب انباشت علاوه بر برهم کنش های اوّلیه ی فوتون با ماده از جمله اثر فوتوالکتریک، پراکندگی کامپتون و تولید زوج، اثر پراکندگی همدوس و تابش ترمزی نیز منظور شده است. سپس داده های حاصل از اجرای mcnp به عنوان تابعی از هر یک از متغیرهای مستقل ضخامت لایه-ی آب، ضخامت لایه ی سرب و انرژی پرتو گاما رسم شد و نمودارها تحلیل شدند. بر اساس این تحلیل ها، فرم های مختلفی از روابط ریاضی بر حسب انرژی چشمه ی فوتون و ضخامت لایه های آب و سرب با تعداد ضرایب متفاوت به فرترن کد minuit داده شد تا این برنامه ضرایب معادله را به گونه ای محاسبه کند که رابطه ی مورد نظر، با کمترین خطای ممکن نسبت به نتایج mcnp ضرایب انباشت پرتودهی را به دست دهد. با امتحان کردن معادله های مختلف سرانجام یک رابطه ی چندجمله ای با 11 ضریب به دست آمد که ضرایب انباشت پرتودهی را با خطای زیر %2 نسبت به نتایج mcnp تولید می کرد.

راکتور مینیاتوری چشمه نوترون (mnsr) موجود در پژوهشکده تحقیقات و توسعه راکتورها و شتابدهنده های اصفهان ، یک راکتور تحقیقاتی پیشرفته از نوع تانک استخری آب سبک با قدرت کم (kw3?) و ایمنی ذاتی است که برای انجام کارهای تحقیقاتی، آموزشی و تحلیلی مواد به روش فعالسازی نوترونیnaa مورد استفاده قرار می گیرد. در این راکتور از اورانیم با غنای بسیار بالا به عنوان سوخت و آب طبیعی به عنوان کند کننده ، خنک کننده و نیز حفاظ بیولوژیک استفاده شده است.بازتابنده این راکتور فلز بریلِم است و انتقال حرارت در آن به روش همرفت صورت می گیرد. در این پایان نامه راکتور مینیاتوری چشمه نوترون اصفهان((mnsr با استفاده از کد محاسباتی mcnp شبیه سازی شده و ارزش راکتیویته ناشی از نفوذ آب دراثر یک حادثه در سایت های پرتودهی داخلی این راکتور محاسبه شده است .همچنین ازطریق قرار دادن کپسول های پلی اتیلنی پر از آب در داخل سایت های پرتو دهی داخلی ، تغییرات راکتیویته این راکتور در اثر چنین حادثه ای اندازه گیری شده است ، که نتایج اندازه گیری ها با نتایج محاسبات سازگاری بسیار خوبی را نشان می دهد. در این کار ارزش راکتیویته ناشی از پر شدن یک سایت پرتو دهی داخلی از آب mk 53/0 به دست آمده است و ارزش راکتیویته ناشی از پر شدن تمامی ? سایت داخلی آن5mk/2 تخمین زده می شود.

چکیده: باریکه های نوترونی را می توان در انواع مختلف واکنش های هسته ای ایجاد کرد. نوترون ها را نمی توان همانند ذرّات باردار شتاب داد، ولی می توان از نوترون های با انرژی بالا شروع کرده و انرژی آن ها را از طریق برخوردهای با اتم های محیط های مختلف، همانند گرافیت و آب کاهش داد. نوترون های حاصل می توانند انرژی خیلی پایینی داشته باشند و بدین ترتیب می توان چشمه ای از نوترون های با انرژی در ناحیه حرارتی ( کمتر از 1 الکترون ولت ) ایجاد کرد. در مرکز اتمی هندوستان (bhabha) یک چشمه نوترون حرارتی با قرار دادن شش چشمه نوترون در یک کند کننده گرافیتی ایجاد شده است که از آن برای کالیبره کردن آشکارسازهای نوترون های حرارتی استفاده می شود. توزیع شار نوترون ها در این چشمه نوترون ، در مرکز اتمی فوق الذکر توسط روش فعالسازی نوترونی اندازه گیری شده است. در بخش اوّل این پایان نامه ، توزیع شار نوترون ها در چشمه فوق با شبیه سازی سیستم توسط کد mcnpx محاسبه شده است. همچنین نتایج به دست آمده توسط کد با نتایج تجربی گزارش شده توسط مرکز اتمی bhabha مقایسه شده است. سازگاری خوب بین نتایج اندازه گیری شده با محاسبات نشان می دهد که برنامه شبیه سازی شده دارای دقت کافی برای طراحی چشمه هایی از این نوع برای درجه بندی آشکارساز های نوترونی می باشد. در ادامه با کمک این کد و یک چشمه نوترون با کند کننده آب (موجود در دانشگاه صنعتی مالک اشتر شاهین شهر اصفهان) ضریب درجه بندی شمارش (ضریب بازدهی)آشکار ساز که یک آشکار ساز نوترون های حرارتی می باشد محاسبه شده است. برای انجام این کار ابتدا یک چشمه نوترون در محیط آب شبیه سازی شد سپس شار نوترون در فاصله مشخصی از چشمه نوترون محاسبه گردید با استفاده از شار محاسبه شده، شمارش واقعی آشکارساز تعیین شد. در مرحله دوّم با قرار دادن آشکارساز در محل ، شمارش آشکار ساز به صورت تجربی اندازه گرفته شد و نهایتاً با استفاده از مقدار اندازه گرفته شده و مقدار محاسبه شده شمارش آشکارساز ، ضریب درجه بندی شمارش آن به دست آمد. واژه های کلیدی:mcnpx ، چشمه نوترون، آشکار ساز ، ضریب درجه بندی، کندکننده گرافیت.

در این پایان نامه طیف اشعه گاماهای اندازه گیری شده با آشکارساز nai(tl) 3 in×5 in×16 in مورد تحلیل قرار گرفت. برای این کار طیف یک سری چشمه پرتوزای گسیلنده گاما با انرژی مشخص همراه با چشمه 137 cs با آشکارساز ذکر شده اندازه گیری شد. رأس قله ها در طیف های اندازه گیری شده با استفاده از نرم افزار aptec تعیین شدند. تعیین کانال قله چشمه ی 137cs در طیف ها نشان داد که قله ها با گذشت زمان به طرف کانالهای پایین انتفال پیدا می کنند. برای مدرج کردن آشکارساز قله چشمه های دیگر با استفاده از قله چشمه 137cs موجود در هر طیف و طیف چشمه137cs که به تنهایی اندازه گیری شده بود (اولین طیف اندازه گیری شده )، با یک رابطه خطی انتقال داده شدند و آشکارساز با استفاده از قله های انتقال داده شده مدرج شد. برای حذف زمینه ی زیر قله ها و تعیین fwhm آشکارساز، طیف هر کدام از چشمه های مورد مطالعه بدون توزیع گوسی قله ها با کد mcnp شبیه سازی شد و سپس از طیف تجربی کم شد. با برازش یک تابع گوسی بر قله های خالص، fwhm در این انرژی ها محاسبه شد. تابع تعریف شده fwhm در کد mcnp، بر fwhm به دست آمده برای چند انرژی برازش داده شد و fwhm برای گستره انرژی mev 06/0 تا mev 6/2 به دست آمد. در مرحله بعد برای تعیین شمارشهای مربوط به هر انرژی در طیف چشمه هائی که بیش از یک گاما گسیل می دارند و در طیف تجربی همپوشانی می کنند، طیف اندازه گیری شده این چشمه ها ساخته شد. این کار به این ترتیب انجام شد، که ابتدا طیف مربوط به هر انرژی در چشمه ها با در نظر گرفتن توزیع گوسی با کد mcnp شبیه سازی شد. سپس طیفهای شبیه سازی شده طوری با هم جمع و بهنجار شدند که طیف اندازه گیری شده ساخته شود. ساختن طیف تجربی با استفاده از طیفهای شبیه سازی شده این امکان را می دهد که تعداد شمارشهای مربوط به هر انرژی محاسبه شود. همچنین شمارشهای مربوط به هر قله در طیف مرکب با این روش تعیین شد. این کار برای دو چشمه ی 60co و 133ba انجام گرفت. در چشمه 60co به دلیل بالا بودن بازده آشکارساز، علاوه بر تعیین تعداد شمارشهای مربوط به انرژیهای mev 332/1 و mev 173/1، شمارشهای مربوط به قله مجموع نیز محاسبه شد. محاسبه شمارشهای مربوط به این سه قله امکان تخمین فعالیت چشمه 60co را بدون داشتن بازده آشکارساز می دهد که این مهم انجام شد. در چشمه 133ba، قله ها که به دلیل قدرت تفکیک ضعیف آشکارساز (nai(tl همپوشانی می کنند از هم تفکیک و تعداد شمارش های مربوط به هر قله تعیین شد. همچنین شمارشهای مربوط به انرژی mev 160/0 که روی قله پس پراکندگی قرار می گیرد و شدت آن در چشمه کم است نیز محاسبه شد

آشکارسازی و اندازه گیری تابش یک موضوع اساسی در فیزیک هسته ای و مهندسی هسته ای می باشد. ابزارهای گوناگون در چند دهه ی اخیر جهت آشکارسازی و اندازه گیری ذرات با دقت بالا گسترش یافته اند. آشکارسازهای یدور سدیم (nai) وسایلی به منظور استفاده در آشکارسازی تابش و اندازه گیری فعالیت های هسته ای هستند. آشکارسازهای (nai(tl به طور معمول جهت تعیین و اندازه گیری فعالیت های چشمه های پرتوزای کم انرژی استفاده می شوند. آن ها دارای بازدهی آشکارسازی بالا هستند و در دمای اتاق عمل می کنند. اما بر خلاف داشتن بیشترین بازدهی سوسوزنی در میان سایر سوسوزن ها، بازدهی ذاتی آن از بعضی از سوسوزن ها، مانند (csi(tl که در این پایان نامه از آن استفاده شده است، کمتر است. بازدهی آشکارسازی یکی از مهمترین پارامترها در محاسبه ی فعالیت گاما توسط چشمه های پرتوزای محیطی می باشد و معمولاً با استفاده از چشمه های استاندارد با فعالیت معلوم تعیین می شود. تکنیک های آشکارسازی گاما به طور گسترده ای در طیف سنجی اشعه ی گاما در فیزیک هسته ای، عکسبرداری پزشکی، تحلیل های فعالیت نوترون، واقعه نگاری دقیق در مباحث زمین شناسی، و مطالعه ی اشعه ی کیهانی استفاده می شود. در این پایان نامه با استفاده از کد محاسباتی mcnp که بر اساس روش مونت کارلو تهیه و تنظیم شده است، در ابتدا با استفاده از تالی f8 توزیع ارتفاع پالس دو چشمه ی شناخته شده ی کبالت-60و سزیم-137 برای آشکارساز (nai(tl به دست آمده است. سپس توزیع ارتفاع پالس در آزمایشگاه برای همین دو چشمه به دست آمده است. پس از مقایسه ی نتایج شبیه سازی و آزمایشگاهی و اطمینان از درستی کد نوشته شده، برنامه ی اصلی نوشته شده است. در این برنامه، یک آشکارساز استوانهای(nai(tl با طول و قطر 3 اینچ در نظر گرفته شده است. همچنین از تابش های گاما با انرژی های 2/0 و 1 و 5 و 10 و 50 مگا الکترون ولت استفاده شده است و یک چشمهی نقطهای همسانگرد در فاصله ی d روی محور x قرار گرفته است. محور x محور تقارن آشکارساز در نظر گرفته شده است و جهت آن از آشکارساز به سمت چشمه است. در این پایان نامه فقط حالتی در نظر گرفته شده که چشمه روی محور تقارن آشکارساز قرار دارد. همچنین برنامه برای 20 فاصله ی d، از 00381/0 تا 381 سانتیمتر، به عبارتی دیگر نسبت فاصله به شعاع از 001/0 تا 100، اجرا شده است. سپس تغییرات بازدهی ذاتی آشکارساز (nai(tl نسبت به فاصله ی چشمه-آشکارساز برای تابش های گامای مختلف اشاره شده محاسبه شده است و تحلیل های لازم روی نمودار تغییرات بازدهی ذاتی آشکارساز (nai(tl نسبت به فاصله ی چشمه-آشکارساز برای تابش های گامای مختلف صورت گرفته است. لازم به ذکر است که بازدهی ذاتی نه تنها به انرژی فوتون ها بلکه به پیکربندی هندسی چشمه و آشکارساز نیز بستگی دارد. تغییرات بازدهی ذاتی با استفاده از تئوری دیراک و طول وتر میانگین و مسیر آزاد میانگین فوتون ها تحلیل شده است. در پایان، محاسبات فوق برای آشکارساز (csi(tl با همان هندسه و چشمه ها انجام شده است و نتایج آن با نتایج حاصل از آشکارساز (nai(tl مورد مقایسه قرار گرفته است.

درمان توسط گیر اندازی نوترون به وسیله بور یا boron neutron capture therapy(bnct) یکی از روش‏های مورد توجه در درمان بعضی سرطان‏ها از جمله تومورهای مغزی به نام گلیوبلاستوما، است. در این روش درمان، ابتدا بور به صورت یک ترکیب خاص که به وسیله مواد تومور دوست نشان‏دار شده است درون تومور متمرکز می‏شود، سپس یک باریکه از نوترون‏های فوق حرارتی با انرژی و شدت مناسب بر روی منطقه تومور تابانده می‏شود. انرژی نوترون‏های فوق حرارتی با عبور از بافت‏های مختلف سر، کاهش یافته و به نوترون حرارتی تبدیل می‎‏شوند. در اثر واکنش نوترون‏های حرارتی با بور درون تومور، ذرات آلفا و لیتیم که ذراتی پر انرژی با برد کم(در حدود ابعاد سلول) هستند به وجود می‏آید که انرژی خود را در محدوده سلول سرطانی تخلیه می‏کنند و باعث از بین رفتن سلول‏های سرطانی می‏شوند. یکی از چشمه‏های مهم برای این منظور رآکتورهای هستند. طیف نوترون مورد استفاده در bnct باید دارای شار بالا در محدوده نوترون‏های فوق حرارتی باشد. علاوه بر این شار نوترون برای این که طیف نوترون اثر بهینه‏ای در درمان داشته باشد باید دارای مشخصه‏هایی باشد که از طرف آژانس انرژی بین‏المللی تعیین شده است. در این پایان نامه امکان استفاده از رآکتور مینیاتوری اصفهان (mnsr) به عنوان چشمه نوترون برای bnct مورد بررسی قرار گرفته است. برای این منظور طراحی یک مجموعه شکل دهنده طیف و پارامترهای مورد نیاز برای رآکتور مینیاتوری اصفهان ، با استفاده از کد mcnp4c شبیه‏سازی شده است. محاسبات ما نشان می‏دهد که اولاً شار نوترون‏ تولید شده در رآکتور mnsr اصفهان قابلیت استفاده در bnct را دارد، ثانیاً با تعیین نوع مواد، شکل و ابعاد آن برای شکل دهنده طیف نوترون، طراحی بهینه برای bsa این رآکتور ارائه شده است.

یکی از روش های بررسی نقص های موجود در جامدات فلزی و غیر فلزی،اندازه گیری طول عمر پوزیترون (طیف نمایی طول عمر پوزیترون) در این مواد است. در این تحقیق با استفاده از چشمه na 22 ، که یک پرتوگامای 274/1 مگاالکترون ولت تقریباً همزمان با پوزیترون گسیل می کند، نقص های موجود در نمونه های فلزی آلومینیوم و مس و در نمونه های پلیمری پلی اتیلن، پلی متیل متاکریلیت و پلی تترا فلور اتیلن(تفلون) مورد مطالعه قرار گرفته است. برای این کار از یک سیستم همزمانی پیشرفته سریع/کند که شامل آشکارسازهای باریم فلوراید، آنالیزورهای تک کاناله زمانی، تبعیض گرهای کسر ثابت، تقویت کننده، پیش تقویت کننده سریع، مبدل زمان به دامنه، آنالیزور چند کاناله و دستگاه همزمانی سریع می باشد، استفاده شد. در ابتدا هر کدام از دستگاه های موجود در سیستم همزمانی با استفاده از یک اسیلوسکوپ پیشرفته تنظیم و مقدار قدرت تفکیک زمانی(fwhm) سیستم همزمانی با استفاده از یک چشمه کبالت 60 که دو پرتو گامای 33/1 و 17/1 مگاالکترون ولت تقریباً به طور همزمان گسیل می کند، برابر با 74/156 پیکوثانیه به دست آمد. بعد از تنظیما ت سیستم همزمانی، چشمه na 22 بین نمونه های مورد مطالعه قرار داده شد. پرتوی گامای 274/1 مگاالکترون ولت که تقریباً همزمان با پوزیترون گسیل می شود به عنوان پرتو شروع و یکی از پرتوهای گامای 511/0 مگاالکترون ولت که از نابودی پوزیترون با الکترون های موجود در حجم و یا در نقص های موجود در نمونه ها ایجاد می شود به عنوان پرتو توقف در نظر گرفته شد و به درون آشکارسازهای باریم فلوراید هدایت شدند. با استفاده از اختلاف زمانی بین پرتوهای گامای 274/1 و 511/0 مگاالکترون ولت طیف های طول عمر پوزیترون در نمونه های مورد مطالعه اندازه گیری شدند. طیف های به دست آمده با استفاده از نرم افزار lt9-2 و روش های ser وauto برای نمونه های فلزی و روش آنالیز چهار مولفه ای برای نمونه های پلیمری تجزیه و تحلیل شدند و مولفه های طول عمر پوزیترون و پوزیترونیوم (پارا و اورتو پوزیترونیوم) و شدت آنها به دست آمدند. سپس با استفاده از مولفه های طول عمر پوزیترون به دست آمده در نمونه های فلزی آلومینیوم و مس وجود نقص های تهی جا در این نمونه ها مورد بررسی قرار گرفت. همچنین با استفاده از مولفه های اورتوپوزیترونیوم به دست آمده در نمونه های پلیمری پلی اتیلن، پلی متیل متا کریلیت و پلی تترا فلوراتیلن اندازه حفره های موجود در این نمونه ها در مقیاس 1/0 نانومتر تعیین شدند.

تاکنون از داده های تجربی همینگوی برای معرفی برهمکنش کائون- نوکلئون استفاده شده است. در این رساله نشان داده ایم که از داده های تجربی طیف جرم ناوردای ناشی از جذب کائون متوقف شده بر روی 4he نیز می توان جرم و پهنای lambda(1405) را تعیین کرد. طیف جرم ناوردای sigmapi^{+-} را در گیراندازی تشدیدی کائون منفی متوقف شده در هسته های 3he ، 4he و d با استفاده از رهیافت کانالهای جفت شده برای یک حالت شبه مقید کائون-پروتون با جرم و پهنایی مشخص بر مبنای مدل پدیده شناسی یامازاکی- آکائیشی محاسبه کرده ایم. با استفاده از روش آنالیز xi^2 و مقایس? طیف جرم ناوردای نظری با داده های تجربی ریلی حاصل از توقف k- بر روی 4he در اتاقک حباب، جرم و پهنای lambda(1405) به دست آورده ایم که اخیراً مرجع تعیین جرم و پهنای این ساختار در particle data group 2012 قرار گرفته است.

نوترون ها علاوه بر اینکه در تکنولوژی هسته ای و فیزیک راکتور نقش اساسی دارند، در مطالعه ساختارهای هسته ای نیز مورد استفاده قرار می گیرند. در این گونه مطالعات، هرچند خنثی بودن الکتریکی مزیت اصلی نوترون ها نسبت به سایر ذرات می_باشد و در نتیجه هنگام برخورد با هسته های اتمی هیچ گونه دافعه ی کولنی برای آن ها وجود ندارد، ولی همین خاصیت، آشکار سازی و طیف سنجی نوترون ها را مشکل می سازد. سوسوزن های آلی که هم به صورت جامد و هم به صورت مایع وجود دارند به علت بازده بالا، قدرت تفکیک پذیری انرژی خوب و حساسیت کم نسبت به پرتو های گاما، به طور گسترده در آشکارسازی و طیف-سنجی نوترون ها مورد استفاده قرار گرفته اند. نور در سوسوزن آلی در نتیجه بر همکنش مستقیم ذرات باردار با محیط و یا برهمکنش ذرات بدون بار مانند نوترون و تولید ذرات ثانویه باردار منتشر می شود. در یک آشکارساز سوسوزن آلی که در معرض نوترون قرار دارد، انرژی اساساً در پروتون ها، هسته کربن یا ذرات آلفای تولید شده در اثر بر هم کنش نوترون ذخیره می شود. نور گسیلی از سوسوزن اساساً در دو مولفه ( مولفه سریع در بازه زمانی ns2-3 مولفه آهسته تر در حدود ns300_600) منتشر می-شود. برای یک شبیه سازی مناسب، تابع پاسخ مورد نیاز سوسو زن های آلی را می توان با استفاده از نتایج تجربی وربینسکی و همکاران و یا شبیه سازی مونت کارلو به دست آورد. در این مطالعه تابع پاسخ آشکارساز های سوسوزن آلی مایع bc501a با ملاحظه شبیه سازی نور سوسوزنی بررسی شده است و اثرات مختلف سطحی و ابعاد هدایتگر نور در نظر گرفته شده است. geant4 ابزار شبیه سازی مونت کارلو در زبان برنامه نویسی c++ برای شبیه سازی استفاده شده است. تابع پاسخ سوسوزن آلی bc501a (هم ارز با آن ne213 ) استوانه ای شکل با ابعاد قطرcm 6/4 و ارتفاع cm 65/4 در انرژی های مختلف شبیه سازی شده و نتایج آن با داده های تجربی وربینسکی و همکاران مقایسه شده است که با داده های تجربی مطابقت دارد. در ادامه اثرات سطحی و تأثیر اندازه سوسوزن و اندازه ی هدایتگر نوری بر روی تابع پاسخ و همچنین اثرات رنگ بازتابنده روی سطح هدایتگر نوری که به صورت یکنواخت و نواری زده شده است بر تابع پاسخ بررسی شده است. نتایج نشان می دهد که تابع پاسخ نوترون ها غیر خطی می باشد و افزایش طول و قطر سوسوزن موجب بهتر شدن تابع پاسخ می شود و طولی از هدایتگر نوری بهینه است که با طول سوسوزن برابر باشد و همچنین استفاده از رنگ منعکس کننده به جای سطوح صیقلی می تواند در جمع آوری بهتر نور موثر باشد.

پروتون درمانی یکی از روش‏های موثر در کنترل و درمان تومورهای سرطانی می‎باشد. پروتون‏ها ذرات باردار سنگین هستند که در انتهای مسیر خود قسمت عمده انرژیشان را از دست می‏دهند. بنابراین دز اعمال شده به محیط در فاصله چند میلی متر قبل از انتهای برد این ذرات بیشینه می‏باشد و به همین دلیل می‏توان با استفاده از باریکه‏های پروتونی حجم تومورها را با دز بالا و تقریباً یکنواخت پوشش داد در حالی که بافت سالم در مجاورت تومور ایمن می‏ماند و اثرات جانبی درمان به حد اقل می‏رسد. در این پایان نامه با استفاده از کد محاسباتی mcnpx 2.6.0 برهم‏کنش‏های باریکه‏های پروتونی با انرژی‏های 250، 300 و mev500 با بدن انسان مورد بررسی قرار گرفته و به کمک تالی f8 و اضافه کردن تالی رفتار ویژه ft8 res در محدوده مدل‏های فیزیکی نوع و مقدار ایزوتوپ‏هایی که در اثر برهم‏کنش‏های هسته‏ای پروتون‏ها با عناصر تشکیل دهنده بافت‏های نرم و سخت بدن ایجاد می‏شوند تعیین شده‏اند. نتایج به دست آمده در این کار با نتایج کارهای قبلی که با به کار گیری سطح مقطع‏های نیمه تجربی حاصل شده‏اند نیز مقایسه شده‏اند. در این بررسی‏ها مشخص شده حدود 20 درصد از پروتون‏های فرودی از طریق برهم‏کنش‏های غیر کشسان هسته‏ای جذب بدن شده و بقیه آنها با از دست دادن کسری از انرژی خود (از طریق یونش و برانگیزش) از بدن عبور می‏کنند. علاوه بر آن به دلیل اینکه فایل‏های کتابخانه برهم‏کنش پروتون‏ها (la150h و endf70 prot) داده‏های سطح مقطع برهم‏کنش پروتون‏ها را در انرژی‏های زیر mev200 در بر دارد و نیز درمان تومورها با باریکه‏های پروتونی معمولاً در محدوده 60 تا mev250 انجام می‏شود، برهم‏کنش پروتون‏ها با انرژی 60 تا mev200 با بافت‏های نرم و سخت بدن انسان ارزیابی شده و نوع و مقدار ایزوتوپ‏های تولید شده حاصل از باریکه‏هایی که کاملاً در بدن انسان متوقف می‏شوند، تعیین شده‏اند. یکی از ویژگی‏های مهم پروتون درمانی این است که مقادیر کوچکی از رادیوایزوتوپ‏های گسیلنده پوزیترون در طول مسیر باریکه در اثر برهم‏کنش‏های غیر کشسان هسته‏ای پروتون‏ها با هسته‏های 16o ، 14n و 12c که در بافت‏های بدن موجود می‏باشند، تولید می‏شوند. این رادیوایزوتوپ‏ها (عموماً 15o ، 13n و 11c) تصویرسازی از توزیع دز درمان را با استفاده از تکنیک تصویر برداری پوزیترونی (pet) ممکن می‏سازند. در این پایان نامه با استفاده از شبیه سازی‏های این کد رادیوایزوتوپ‏‏های گسیلنده پوزیترون حاصل از برهم‏کنش باریکه پروتونی با انرژی mev250 در بافت نرم محاسبه شده‏اند و نتایج به دست آمده با نتایج کارهای قبلی سازگاری خوبی را نشان می‏دهد. باریکه‏های پروتونی با انرژی‏های مختلف دارای قله‏های تیز منحنی براگ با بردهای متفاوتی می‏باشند. از طرفی در درمان سرطان دز تابش مورد نظر باید یک بیشینه پهن و صاف (sobp) داشته باشد تا تومور را کاملاً پوشش دهد. بنابراین می‏توان با استفاده از تنها یک باریکه پروتونی در یک جهت که انرژی آن قابل تغییر باشد، یک قله صاف از منحنی براگ تولید کرده و در ناحیه هدف یک دز یکنواخت را اعمال کرد به طوری که بافت فراتر از حجم تومور مورد تابش قرار نگیرد.در این پایان نامه با استفاده از این کد، از یک منحنی اتلاف انرژی پروتون‏ها با انرژی mev250 در بافت نرم و نیز با اضافه کردن هشت منحنی اتلاف انرژی دیگر با وزن‏ها و بردهای متفاوت، یک منحنی اتلاف انرژی با قله صاف به پهنای حدود 4 سانتی متر تولید شده است.

در این رساله برای اولین بار احتمال تشکیل ساختار دو باریونی- دو پاد کائونی k^-k^-pp در برخورد دو پروتون پر انرژی بررسی و سطح مقطع دیفرانسیلی تشکیل آن محاسبه شده است. این ساختار به عنوان ساده ترین هسته دو کائونی که پایه ای برای سیستم های هسته ای کائونی چگالیده هستند، اهمیت دارد. با استفاده از تحلیل عناصر ماتریس t و استفاده از تابع گرین، سطح مقطع دیفرانسیلی تشکیل این ساختار به دست می آید و وابستگی این تابع به پارامترهای مختلف بررسی می شود. انتظار داریم که طیف جرم ناوردا قله حالت مقید را، که نشان دهنده ساختار k^-k^-pp است، نشان دهد. اثر برهمکنش دافعه دو -^k در این ساختار نیز وارد محاسبات می شود تا ببینیم که حالت مقید به وجود آمده از بین می رود یا هم چنان حفظ می شود. در قسمت بعدی طیف جرم ناوردای واپاشی lambda(1405) به sigma pi را که در آن ذره lambda(1405) در واکنش pp به وجود می آید محاسبه کرده و نتایج آن را با داده های تجربی موجود ( ankeو hades) مقایسه می کنیم. هر دو آزمایش برای واکنش pp انجام شده است که برای داده های anke در انرژی های 2/83، 2/70، 2/65= tp= و برای آزمایش hades در انرژی gev5/3 tp= گزارش شده اند. در بررسی این واکنش برای نخستین بار شکل طیف، علاوه بر کانال واپاشی، احتمال تشکیل حالتِ lambda(1405) را نیز دربرمی گیرد. با برازش داده های تجربی با مقادیر حاصل از محاسبات نظری با استفاده از روش chi^2 صحت نظریه به کار گرفته شده را بررسی می کنیم. در ادامه با رسم نمودارهای تراز اطمینان، جرم و پهنای حالتِ lambda(1405) در برخورد pp به دست می آید.

چکیده: باریکه های پرانرژی پروتون فواید مهمی در درمان تومورهای عمقی داخلی دارند.ویژگی توزیع عمق ـ دز فیزیکی پروتون ها در بافت، با دز کم در ناحیه ورودی و دز بیشینه ای در ناحیه براگ و افت سریعی در نزدیک انتهای بردشان مشخص می شود. وقتی پروتون ها از درون ماده میگذرند به دلیل برهم کنش پروتون ها با مواد درون بدن ذرات ثانویه ای ایجاد شده که منجر به بروز سرطان ثانویه، به ویژه درکودکان می شوند، از این رو لازم است تحقیقات بسیاری به منظور بررسی اثرات مثبت و منفی احتمالی پروتون درمانی انجام شود. بنابراین تمرکز این تحقیق تعیین دز اولیه و ثانویه است. یک چشمه پروتون تک انرژی شبیه یک باریکه مدادی در این شبیه سازی استفاده شد. محاسبات دز در دو مرحله صورت گرفت، در مرحله اول سر با استفاده از یک فانتوم استوانه ای آب ( با طول cm19و قطر cm19و با ضخامت cm5/0 از پلکسی گلاس) شبیه سازی شد، سپس ویژگی های پروتون نظیر توزیع عمق ـ دز بررسی شد. در مرحله بعد به منظور تخمین اثر تغییر چگالی هدف بر توزیع عمق ـ دز چگالی مواد فانتوم تغییر کرد، با افزایش چگالی بافت به میزان 5% دز پروتون کاهش یافت . سپس یک تومور کروی با قطر cm1 در فانتوم در نظر گرفته شد و محاسبات دز درون تومور و فانتوم اجرا گردید. ما از کد mcnpx نسخه ی 2.6.0 برای انرژی پروتون از 150 تا mev160 با گام های mev1 استفاده کردیم برای این که مقادیر یونش که مربوط به تخریب سلولی یا دز در هدف هستند را به دست بیاوریم. کد mcnpx کد شبیه سازی ترابرد تابش همه منظوره است که توانایی شبیه سازی باریکه های پروتون را دارد. این کد به داده های ورودی که هندسه و عوامل فیزیکی مسأله شبیه سازی شده را تعریف می کند احتیاج دارد. نتایج نشان دادند که انرژی 152 تا mev154 برای درمان تومور مناسب است. کودکان جمعیتی هستند که درمانشان مشکلات ویژه ای دارد چون آن ها نسبت به تابش حساس تر هستند. درمان تومورهای مغز کودکان با استفاده از تابش ( اشعه x) می تواند باعث آثار جانبی شدیدی نظیر ناهنجاری های غدد داخلی و تأخیر رشد شود، ولی مطالعات بالینی گزارش داده اند که درمان بیماران با سرطان سر و گردن با استفاده از پروتون ها آثار جانبی کمی دارد. پروتون درمانی بخش مهمی از درمان تومورهای مغز کودکان است، بنابراین به منظور تخمین دز در تومور مغز کودکان، فانتوم سر mird سن 5 سال که شامل بخش های زیر است: مغز، جمجمه، سر و پوست شبیه سازی شد. ترکیب عناصر هر نوع بافت از داده های icrp23 گرفته شد و توموری با قطر mm10 درون مغز در نظر گرفته شد و دز اولیه و ثانویه محاسبه شد . نتایج شبیه سازی نشان داد بهترین محدوده انرژی برای این که کاملاً تومور مغز را پوشش دهد از انرژی 123 تا mev125 است و دز نوترون ثانویه 100 مرتبه کمتر از دز پروتون های اولیه است که دلیلی است بر این که دز ثانویه در پروتون تراپی نسبتاً کوچک است. شبیه سازی های اولیه با کد srim/trim تأیید شدند.

چکیده طیف نمایی طول عمر پوزیترون یک روش دقیق برای بررسی نقص های موجود در مواد می باشد. در این روش اختلاف زمانی بین گسیل پرتو گامای 274/1 مگا الکترون ولتی(که همزمان با پوزیترون از یک چشمه سدیم 22 گسیل می شود) و گسیل پرتوی گامای 511/0 مگاالکترون ولتی (که از نابودی پوزیترون حاصل می شود) اندازه گیری می شود. این اختلاف زمانی همان طول عمر پوزیترون می باشد که با اندازه وتعداد نقص های موجود در نمونه ای که پوزیترون در آن نابود می شود، رابطه مستقیم دارد. به علاوه در یک نمونه فلزی در اثر دمای بازپخت(آنیل) ساختار نقص ها دست خوش تغییر می شود که این تغییرات نیز از طریق اندازه گیری طول عمر پوزیترون قابل بررسی هستند. در این کار ابتدا با استفاده از یک چشمه کبالت 60 و تنظیم دقیق دستگاه اندازه گیری طول عمر پوزیترون، قدرت تفکیک مناسبی برای دستگاه به دست آورده و سپس چشمه سدیم 22 را بین نمونه های مسی قرار داده و در دمای اتاق طیف طول عمر پوزیترون در این نمونه ها را اندازه-گیری کرده ایم. پس از آن نمونه ها را در دمای مختلف بازپخت از150 تا 650 درجه سلسیوس قرار داده و طیف طول عمر پوزیترون در این نمونه ها اندازه گیری شده و با استفاده نرم افزار lt9-2 مورد تجزیه وتحلیل قرار گرفته اند. نتایج به دست آمده نشان می دهند که با افزایش دمای بازپخت ابتدا متوسط طول عمر پوزیترون بر اثر از بین رفتن بعضی از نقص های موجود در مس، کاهش یافته و پس از آن در اثر تولید مرزدانه ها و ایجاد نقص های جدید افزایش می یابد.

پرتودهی مواد با نوترون و آشکارسازی اشعه ی گامای آنی، ناشی از برهم کنش (n,?)، پایه و اساس تحلیل گامای آنی حاصل از فعالسازی نوترونی (pgnaa) است. pgnaa یک روش هسته ای پایدار است که کاربردهای مهمی در زمینه ی شناسایی مواد منفجره، شناسایی عناصر موجود در بدن و ... دارد. در این پایان نامه، با استفاده از کد محاسباتی mcnpx، یک سیستم pgnaa برای شناسایی عنصر نیتروژن موجود در مواد طراحی شده است. سیستم شامل چشمه ی نوترون am-be، آشکارساز اشعه ی گاما nai، پودر ملامین به عنوان نمونه حاوی نیتروژن، کندکننده و حفاظ اشعه ی گاما است. به علت سطح مقطع بالای برهم کنش نوترون های حرارتی با عناصر در برهم کنش (n,?)، یک کندکننده با جنس و ضخامت مناسب برای قرار دادن در اطراف نمونه ی حاوی نیتروژن طراحی شد. هندسه ی کندکننده باید به گونه ای باشد که باعث بیشترین برهم کنش نوترون با هسته های هدف در نمونه شود. بدین منظور نمونه در ظرفی قرار داده شده که از 5 وجه توسط کندکننده احاطه شده و وجه ششم آن مقابل آشکارساز اشعه ی گاما قرار دارد. با استفاده از کد، شبیه سازی این سیستم pgnaa برای ضخامت های مختلف سه کندکننده ی آب سبک، آب سنگین و پلی اتیلن انجام شد تا بیشینه شار نوترون حرارتی در محل نمونه و یا به عبارتی بیشینه اشعه ی گامای ذخیره شده در آشکارساز حاصل شود. ضخامت بهینه برای سه کندکننده با بهینه کردن فراوانی اشعه ی گامای آنی mev 8/10 نیتروژن در آشکارساز تعیین شد. ضخامت cm6 برای آب سبک، cm 12 برای آب سنگین و cm6 برای پلی اتیلن به دست آمد. پس از محاسبات mcnpx6 و با توجه به امکانات آزمایشگاهی و به منظور بررسی صحت محاسبات، سیستم pgnaa با کندکننده ای از جنس آب با ضخامت های cm 6 و cm 9 به طورر تجربی نیز مورد آزمایش قرار گرفت و طیف اشعه ی گامای حاصل از فعالسازی نمونه با نوترون، توسط آشکارساز nai و تعداد نوترون ها در بازه ی حرارتی توسط آشکارساز bf3 در انتهای نمونه اندازه گیری شد و با نتایج محاسبات مقایسه شد که سازگاری خوبی دارند و می توان نتیجه گرفت که سیستم طراحی شده برای آشکارسازی نیتروژن، شرایط بهینه را دارا می باشد.

تحلیل گامای آنی حاصل از فعالسازی نوترونی (pgnaa) یک روش غیر مخرب هسته ای در تشخیص عناصر موجود در مواد است. در این روش نمونه تحت تابش نوترون قرار میگیرد. نوترونها با احتمالهای مختلف جذب هسته های هدف شده و هسته مرکب را تشکیل میدهند. هسته مرکب تشکیل شده، انرژی بستگی نوترون جذب شده را به صورت یک گامای آنی آزاد میکند. انرژی این گاما از مشخصه های عنصری است که آن را آزاد کرده، بنابراین با آشکارسازی و تجزیه و تحلیل این گاما میتوان به نوع عناصر موجود در نمونه پی برد. ابزار مورد نیاز برای آنالیز نوترونی چشمه نوترون، نمونه مورد بررسی، آشکارساز و حفاظ های مناسب گاما و نوترون است. هدف در این پایان نامه طراحی حفاظ و کند کننده با جنس و ضخامت مناسب برای چشمه نوترون am-be در آشکارسازی نیتروژن موجود در مواد منفجره به روش pgnaa است. چشمه am-be دارای یک گامای با انرژیmev43/4 حاصل از واپاشی کربن برانگیخته است و میانگین انرژی نوترونهای این چشمه mev4/4 میباشد. حفاظ بهینه برای این چشمه، حفاظی است که که با کاهش اثر انباشت ناشی از گاماهای چشمه و افزایش شار نوترونهای حرارتی در نمونه، بازده pgnaa را افزایش دهد. به این منظور ابتدا با شبیه سازی استوانه های سربی با ضخامتهای مختلف در اطراف چشمه، ضخامت مناسب برای تضعیف گامای چشمه تا 90% را، 5 سانتیمتر تخمین زدیم ولی در مراحل بعدی به دلیل امکانات آزمایشگاهی استوانه مورد استفاده دارای ضخامت 5/3 سانتیمتر است که شدت گامای چشمه را 70% تضعیف میکند. مواد منفجره حاوی ترکیبات نیتروژن هستند. نیتروژن نوترونهای حرارتی را با سطح مقطع حدود 75/0 بارن جذب کرده و گامای آنی با انرژی mev 83/10 گسیل می کند. بنابراین برای افزایش شارنوترون های حرارتی در نمونه، سه کندکننده آب، پلی اتیلن و گرافیت با ضخامتهای مختلف شببیه سازی شدند و با توجه به شدت گامای mev 83/10 رسیده به آشکارساز ضخامت و هندسه بهینه برای کندکننده تعیین گردید. هندسه بهینه به شکل یک پوسته مکعب مستطیلی است که اطراف چشمه قرار می گیرد. ضخامت بهینه برای پلیاتیلن و آب 3 سانتی متر و برای گرافیت 15 سانتیمتر به دست آمد. در آخرین مرحله برای افزایش هر چه بیشتر شار نوترون های رسیده به نمونه از یک بازتاب-دهنده گرافیتی در اطراف چشمه نوترون استفاده کردیم. سپس برای بررسی صحت شبیه سازیها با توجه به امکانات آزمایشگاهی، آزمایشی طراحی شد. کندکننده قابل ساخت یک ظرف پلی اتیلنی به شکل یک پوسته مکعب مستطیل است که داخل آن آب ریخته می شود و ضخامت دیواره های پلی اتیلنی 5 میلیمتر است. با توجه به شرایط آزمایش، شبیه سازی ها دوباره انجام شدند و ضخامت بهینه آب 2سانتیمتر تعیین شد. آزمایش برای ضخامت بهینه 2 سانتیمتر آب و ضخامت 5 سانتی متر، به منظور بررسی ضخامتهای بیشتر آب طراحی و انجام شد. نتایج به دست آمده با نتایج شبیه سازیها سازگاری خوبی دارند و میتوان نتیجه گرفت سیستم طراحی شده از لحاظ حفاظ و کندکننده اطراف چشمه جهت شناسایی نیتروژن موجود در مواد، شرایط بهینه را دارد.

اتم های هادرونی یک آزمایشگاه منحصر به فرد برای مطالعه ی برهمکنش های قوی فراهم می آورد. یکی از این نوع اتم ها که اخیرا مورد مطالعه قرار گرفته است، اتم های کائونی می باشد. پتانسیل هایی که به خوبی برهمکنش بین کائون و هسته را در اتم های متوسط توصیف کرده است، پتانسیل اپتیکی وابسته به چگالی است که توسط فریدمن توسعه یافته است. با استفاده از این پتانسیل و به-کمک روش محاسباتی نومیروف برهمکنش کائون و سرب مورد مطالعه قرار گرفته است. تمامی ترازهای هسته ای مربوط به این برهمکنش محاسبه شده است و همچنین چند تراز اتمی نزدیک به هسته نیز محاسبه شده است. محاسبه ی ترازهای اتمی نزدیک به هسته نشان می دهد که این ترازها نسبت به حالت الکترومغناطیسی خالص جابه جا شده اند و همچنین پهن شدگی در این ترازهای انرژی مشاهده می شود، که این اثرات به علت وجود برهمکنش قوی بین کائون و هسته می باشد. یکی دیگر از پتانسیل هایی که برهمکنش بین کائون و پروتون را به خوبی توصیف می کند، پتانسیل است که توسط آکایشی توسعه یافته است. این پتانسیل وجود یک حالت مقید در این برهمکنش را که مربوط به می شود را توصیف می کند. از جمع این پتانسیل و پتانسیل کولنی، و حل معادله ی شرودینگر برای برهمکنش کائون- هیدروژن استفاده شده و حالت مقید هسته ای مربوط به این برهمکنش محاسبه شده است. همچنین تراز اتمی 1s مربوط به برهمکنش کائون- هیدروژن محاسبه و اثر برهمکنش قوی برروی این تراز به صورت جابه جایی و پهنا در این تراز مشاهده گردیده است. ما با استفاده از تلفیق این دو روش(یعنی توزیع چگالی هسته ای در برهمکنش کائون- هیدروژن به روش بسط گائوسی و پتانسیل اصلاح شده ی وابسته به چگالی برای اتم های متوسط) به محاسبه ی ترازهای هسته ای ناشی از جذب کائون در هسته ی هلیوم پرداخته-ایم. وجود این ترازهای بسیار مقید هسته ای و پهنای بسیار زیاد آن ها نشاندهنده ی حالت های میانی است که ممکن است کائون قبل از واپاشی در کانال های اصلی داشته باشد. هرچند حل دقیق این مسئله توسط روش های فدیف چهارجسمی باید انجام شود، ولی به دلیل حجم محاسبات بسیار بالا و نیاز به ابررایانه، تقریب دوجسمی که ما ارائه کرده ایم می تواند برآورد خوبی از سیستم کائون- هلیوم ارائه دهد.

چکیده محصورسازی به روش لختی ( icf ) انواع گوناگونی دارد. اشتعال سریع یکی از روش های مهم همجوشی در محصورسازی به روش لختی است. در این روش مراحل تراکم و اشتعال از هم جدا شده اند. در روش اشتعال سریع اشتعال سوخت دوتریم-تریتیم (d-t) که از پیش متراکم شده است به وسیله یک محرک خارجی نظیر باریکه لیزری با توان بالا (چندین پتاوات) صورت می گیرد. در اثر برهمکنش باریکه لیزری پر انرژی با لایه آلومینیومی تعبیه شده در داخل ساچمه سوخت d-t الکترون های نسبیتی با انرژی چند مگا الکترون ولت (mev) تولید می شود. این الکترون ها به سرعت درون سوخت فوق چگال نفوذ می کنند و با جایگذاری انرژی خود در ناحیه کوچکی از ساچمه باعث گرم شدن سوخت تا دمای kev 10می شوند که منجر به اشتعال در ساچمه می گردد. در این پایان نامه ترابرد الکترون های نسبیتی در ساچمه های سوخت کروی و استوانه ای به روش اشتعال سریع مطالعه شده است. با استفاده از کد محاسباتی mcnpx شار الکترون ها و آهنگ انتقال انرژی در محیط سوخت d-t محاسبه شده است. این محاسبات برای الکترون هایی با انرژی5/0 تا mev 1 انجام شده است. محاسبات نشان می دهد که الکترون های با انرژی حدود mev 1 آهنگ انتقال انرژی مناسب برای گرم کردن سوخت تا دمای اشتعال را دارند. برای تولید الکترون های نسبیتی با انرژی حدود mev 1نیاز به بررسی برهمکنش بین باریکه لیزری با فلز آلومینیوم تعبیه شده در ساچمه سوخت است. برای این منظور یک برنامه محاسباتی به زبان fortran تهیه کردیم. در این برنامه برهمکنش لیزر در پلاسما تولید شده در محیط آلومینیوم محاسبه گردید. محاسبات نشان می دهد برای تولید الکترون های با انرژی حدود mev 1 باریکه لیزری با توان?10?^16 w??cm?^2 با طول پالس حدود پیکوثانیه مورد نیاز است.

راکتورمینیاتوری چشمه نوترون موجود در پژوهشکده تحقیقات و توسعه راکتورها و شتابدهنده های اصفهان راکتور پیشرفته ای از نوع تانک استخری آب سبک با قدرت کم و ایمنی ذاتی است که برای مصارف آموزشی، تحقیقاتی و تحلیل مواد به روش فعال سازی و نوترونی مورد استفاده قرار می گیرد. در این راکتور از اورانیوم با غنای بسیار بالا به عنوان سوخت و آب طبیعی به عنوان کندکننده خنک کننده و نیز حفاظ بیولوژیک استفاده شده است. بازتابنده این راکتور فلز بریلیوم است و انتقال حرارت در آن به روش همرفت صورت می گیرد. در این پایانان نامه راکتور mnsr با استفاده از کد محاسبات سلولی wimsd شبیه سازی گردید و فرسایش سوخت در این راکتور پس از گذشت مدت زمان 7 سال از راه اندازی آن (زمان احیای راکتور با افزودن لایه بریلیومی با بالای قلب) محاسبه شد. همچنین این راکتور با استفاده از کد محاسباتی mcnp که براساس روش مونت کارلو کار می کند شبیه سازی شد و با قرار دادن نتایج فرسایش سوخت به دست آمده از کد wimsd در برنامه mcnp نوشته شده لزوم افزودن لایه 1.5 بریلیوم به بالای قلب راکتور پس از 7 سال بررسی ش. سپس با افزودن لایه 1.5 میلی متری بریلیوم به بالای قلب راکتور در برنامه mcnp و با منظور نمودن فرسایش سوخت 7 سال پس از راه اندازی آن تغییرات راکتیویته راکتور ناشی از افزودن لایه 1.5 میلیمتری به بالای قلب راکتور بررسی شد که با نتایج تجربی موجود هم خوانی بسیار خوبی داشت. بعلاوه با افزودن لایه های بریلیومی با ضخامت های مختلف به بالای قلب راکتور در برنامه mcnp یک بار با سوخت اولیه راکتور (زمان راه اندازی راکتور) و بار دیگر نیز 14 سال پس از راه اندازی راکتور تغییرات راکتیویته در راکتور برری شد. و ارزش راکتیویته این لایه ها به دست آمد که با نتایج تجربی موجود هم خوانی خوبی داشتند. همچنین وضعیت راکتور 14 سال پس از راه اندازی راکتور (7 سال پس از افزودن نخستین لایه بریلیومی به بالای قلب) با استفاده از کدهای wimsd و mcnp شبیه سازی شده و نیاز راکتور به افزودن لایه بریلیومی جدید به بالای قلب آن در حال حاضر بررسی شد که نتایج این مرحله نیز با نتایج تجربی موجود هم خوانی بسیار خوبی داشتند به علاوه راکتیویته راکتور نیز در حال حاضر به روش تجربی اندازه گیری شد که همخوانی این نتایج با نتایج شبیه سازی نشان از صحت برنامه های نوشته شده داشت و در نهایت ارزش راکتیویته ای بریلیوم حلقوی و بریلیوم کف با استفاده از کد mcnp برحسب ارزش یک میله سوخت به دست آمد تا ارزش بسیار زیاد فلز بریلیوم که به عنوان بازتابنده در این راکتور استفاده شده مشخص شود. از نتایج حاصل از این بخش از محاسبات می توان برای افزودن لایه های بریلیوم بعدی به بالای قلب راکتور و افزایش راکتیویته آن در مواقع لزوم استفاده نمود. همچنین محاسبات فرسایش سوخت را در هر زمان که لازم باشد با استفاده از برنامه های نوشته شده انجام داد.

در قسمت اول این رساله جستجو برای یافتن ابعاد اضافه تحت نظریه add در حالت نهایی دو الکترونی با توجه به داده های واقعی گرفته شده از برخورد پروتون-پروتون در آزمایش cms واقع در برخورد دهنده بزرگ هادرون lhc انجام شده است. داده های مورد تحلیل شامل داده هایی با درخشندگی جمع شده معادل با{1-}^5fb درانرژی مرکز جرم 7 tev در برخورد پروتونها با یکدیگر و داده هایی با درخشندگی جمع شده معادل با{1-}^19.6fb در انرژی مرکز جرم 8 tev می باشند. این جستجو در فرایندهایی انجام شده است که شبیه فرایند های درل-یان در مدل استاندارد ذرات هستند. در این فرایندها گراویتون به جای بوزون z و قرار می گیرد و باعث افزایش در سطح مقطع تولید دو الکترون در حالت نهایی می شود. این افزایش خود را در طیف نهایی جرم ناوردای دو الکترون نشان می دهد. رویداد های زمینه برای این حالت نهایی از فرایند های مختلف مدل استاندارد منشا می گیرند. روشهایی بر اساس داده های واقعی برای تخمین این رویداد های زمینه مورد استفاده قرار گرفته است. سپس مقادیر انتظاری از مدل استاندارد با داده های واقعی به دست آمده از برخورد پروتون-پروتون با توجه به عدم قطعیتهای آماری و سیستماتیک مقایسه شده اند. هیچ گونه انحرافی از مدل استاندارد مشاهده نشد. سپس داده های واقعی برای قرار دادن حد بر روی پارامتر های مدل مورد استفاده قرار گرفتند. در قسمت دوم پایان نامه برهمکنش های ناهنجار کوارک تاپ مورد مطالعه قرار گرفته است. در گام اول برهم کنشهای ناهنجار کوارک تاپ به صورت تعویض طعم با جریان خنثی از طریق کانال tw برای تولید کوارک تاپ تنها مورد بررسی قرار گرفته است. تقارن بارموجود درکانال tw در حضور این برهمکنشهای ناهنجار شکسته می شود. با بهره جستن از این مشخصه بر روی جفت شدگی های این برهمکنش ها حد قرار داده شده است. در گام دوم همبستگی زاویه ای در واپاشی کوارک تاپ در مدلهای بسط داده شده از نظریه استاندارد مورد بررسی قرا رگرفته شده است. از این همبستگی در استخراج سطح مقطع تولید کوارک تاپ تنها در کانال t که مهمترین کانال تولید کوارک تاپ تنها است استفاده می شود. پایداری این همبستگی در برابر خطاهای سیستماتیک مختلف در مطالعات قبلی انجام شده است. در این مطالعه پایداری این همبستگی در حضور مدلهای بسط داده شده از مدل استاندارد ذرات مانند، tc2 و 2hdm بررسی شده است.

پرتو درمانی از موفق ترین روش های درمان تعدادی از بیماری ها از جمله سرطان می باشد. پرتودرمانی به درمان بیماری با استفاده از پرتو ها می پردازد. با توجه به این که چشمه پرتوزا در چه فاصله ای از بدن بیمار قرار بگیرد، پرتو درمانی به دوبخش درمان از راه دور و درمان از راه نزدیک تقسیم می شود. از جمله دستگاه هایی که در درمان از راه دور مورد استفاده قرار می گیرند، شتابدهنده های پزشکی می باشند که در دو مد فوتونی والکترونی کار می کنند. فوتون ها به دلیل اثر حفاظت پوست وعمق نفوذ بالا در درمان تومورهای عمقی به کار می روند. در مد فوتونی دستگاه،الکترون ها از طریق برخورد با یک هدف،در اثر پدیده تابش ترمزی ،فوتون تولید نموده و این پرتو توسط سایر اجزای شتابدهنده همسو و یکنواخت شده و در درمان به کار می رود. در شتابدهنده ها از برخورد فوتون ها و الکترون های پرانرژی با اجزای شتابدهنده،نوترون تولید می شود. سطح مقطع برخورد برای واکنش(e,n) درحدود10برابر کوچکتر از سطح مقطع برخورد برای واکنش(γ,n) است، بنابراین تولید نوترون ها در مد فوتونی از اهمیت بالاتری برخوردار است. تولید این نوترون ها باعث دریافت دز اضافی توسط بیمار می شود. نوترون ها دارای ضریب کیفیت (q)بالایی نسبت به پرتوهایγ هستند. از طرف دیگر نوترون ها دارای نسبت ازدیاد اکسیژن) (oer کوچکتر از حد معمول هستند و بنابراین دز پایینی از آن ها نیز برای از بین بردن بافت های بیمار کافی است. پس لازم است طراحی حفاظ های مناسب در کاهش دز نوترون ها مورد بررسی قرار بگیرد. در این تحقیق از کد مونت کارلویی mcnp برای شبیه سازی شتابدهنده ساترن 20 و فانتوم آب استفاده شدو نتایج شبیه سازی با نتایج تجربی دز سنجی مقایسه شد که تطابق خوبی بین آن ها وجود داشت. این کار به منظور اعتبار سنجی کد انجام گرفت. به منظور کاهش دز نوترون ها ،از حفاظ هایی باجنس ها و ابعاد متفاوت در فواصل متفاوت از کولیماتورها استفاده شد. در هر مورد شبیه سازی ها با استفاده از کد مونت کارلویی mcnp انجام گرفت. دز نوترون ها در شرایط متفاوت محاسبه شد و با حالت بدون حفاظ مقایسه شد. از سه ماده پلی اتیلن،پلکسی گلاس و گرافیت به عنوان حفاظ استفاده شد که از بین آن ها پلی اتیلن بالاترین درصد کاهش ها و گرافیت کمترین میزان کاهش ها را به خود اختصاص داد.

سرطان یکی از مهم ترین نگرانی های جوامع امروزی است، بیش از یک سوم مردم در دوره ی زندگی شان مبتلا به سرطان خواهند شد. در حال حاضر تقریباً 14 میلیون نفر در دنیا با سرطان زندگی می کنند. روش های درمان مختلفی برای درمان تومورهای ناحیه مغز استفاده می شود که از بین آن ها پرتو درمانی و در بین روش های پرتو درمانی، پروتون درمانی به¬دلیل مزایای ویژه آن از اهمیت خاصی برخوردار است. ویژگی توزیع عمق-دز فیزیکی پروتون ها در بافت، با دزکم در ناحیه ورودی و بیشینه دز در ناحیه براگ و افت سریعی در نزدیکی انتهای بردشان مشخص می شود. همچنین قابلیت درمان تومورهای داخلی، کانونی بودن، قابلیت پهن شدن قله براگ و ابعاد کوچک ذرات از دیگر مزایای این روش می باشد که باعث می شود به بافت¬های سالم اطراف تومور آسیب کمتری نسبت به سایر روش های درمانی نظیر پرتو درمانی با اشعه x برسد. در حال حاضر عموماً برای به دست آوردن طرح درمان (توزیع دز در بیمار) از الگوریتم سریع استفاده می شود. به این صورت که ابتدا دز رسیده در فانتوم آب را محاسبه می کنند سپس تغییرات لازم بر باریکه، تجهیزات وموقعیت بیمار اعمال می شود. اما این روش دز حاصل از واپاشی پرتوزا در بافت را بررسی نمی کند. اگرچه محصولات پرتوزایی مانند (y 12/32=1/2t) h3 ، (d 53/3=1/2t) be7، (y 5730=1/2t) c14 و (y 2/6=1/2t) na22 که از برهم کنش پروتون با عناصر سازنده بافت به وجود می آید، طول عمر بالایی دارند به میزان کم تولید می شوند اما هسته هایی که با واپاشی پوزیترون زا به حالت پایه می رسند و طول عمرهای کوتاهی دارند مانند (min 20/3=1/2t) c11، (min 9/96=1/2t) n13 و (min 2/03=1/2t) o15 به اندازه ای تولید می شوند که محاسبه دز حاصل از آن ها حائز اهمیت است. این هسته ها بیشتر طی برکنش های c11(p,pn)c12، c11(p,α)n14، c11(p,αpn)o16، n13(p,γ)c12، n13(p,pn)n14، n13(p,α)o16، o15(p,n)n14و o15(p,pn)o16تولید می شوند. این پرتوزا های کوتاه عمر در طول مسیر پروتون و به ویژه در ناحیه براگ بیشترین مقدار خود را دارند. علاوه بر آن بخشی از فوتون های حاصل از نابودی اتم پوزیترونیم نیز جذب بافت می شود و ممکن است دز ناخواسته به اطراف بافت تحت درمان اعمال شود، اگرچه دز حاصل از آن ها کم می باشد اما غیر قابل چشم پوشی است و باید در طرح درمان مقدار آن محاسبه شوند. در این تحقیق میزان دز جذبی پروتون و ذرات ثانویه نظیر نوترون و پوزیترون در فانتوم سر با استفاده از کد شبیه سازی mcnpx 2.6 محاسبه شده است. در ابتدا به بررسی میزان تولید هسته های پوزیترون زا طی برهم کنش های مختلف پراخته شده است. سپس دستگاه های مختلف پروتون درمانی مانند میدان ووبلر، پراکنده ساز، ریج فیلتر و موازی ساز برای فانتوم آب طراحی شده و پس از آن میزان دز حاصل از پروتون، نوترون، پوزیترون و فوتون حاصل از نابودی پوزیترونیم برای فانتوم mird به همراه تومور با شعاع cm 3 واقع در مرکز آن توسط کد mcnpx محاسبه شده است. علاوه بر آن بخشی از فوتون های حاصل از نابودی اتم پوزیترونیم نیز جذب بافت می شود و ممکن است دز ناخواسته به اطراف بافت تحت درمان اعمال شود اگرچه دز حاصل از آن ها کم می باشد اما باید در طرح درمان مقدار آن محاسبه شود. نتایج حاکی از آن است برای پروتون های با انرژی mev190 میزان 8/85% 24/3 %،13/4 %و 24/7 % از کل دزی که به ترتیب به تومور، مغز، استخوان و پوست رسیده، ناشی از ذرات ثانویه مورد بررسی در این تحقیق است. هم چنین برای پروتون های با انرژی mev150 نیز میزان 9/1 %، 22/8 %، 44/6 % و 47/5 % از کل دزی که به ترتیب به تومور، مغز، استخوان و پوست رسیده، حاصل ازمجموع دز های پروتون، نوترون، پوزیترون و فوتون های حاصل از نابودی پوزیترونیم است.

یکی از پارامترهای مهم در آشکارسازهای hpge بازده است که به شدت به هندسه و عوامل جذبی بستگی دارد؛ به طوری که با تغییر پیکربندی در هندسه‎ی نمونه – آشکارساز، نیاز به اندازه‎گیری مجدد بازده آشکارساز است. دقیق‎ترین راه برای تعیین بازده آشکارساز، اندازه‎گیری تجربی و استفاده از چشمه‎های استاندارد مخصوص است. با توجه به مشکل بودن و در عین حال زمان‎بر بودن این روش، استفاده از روش شبیه‎سازی برای تخمین بازده آشکارساز که در زمان کم و با دقت خوب همراه است، ارزشمند است. در این پژوهش، شبیه‎سازی مونت کارلو برای به دست آوردن ضخامت لایه‎ی مرده و بازدهی قله‎ی تمام-انرژی آشکارساز hpge با استفاده از نرم افزار mcnpx انجام شد. برای این کار چشمه‎های مختلف را در فاصله‎های مشخص از آشکارساز قرار داده و طیف تجربی به دست آمده را ذخیره می‎کنیم. سپس طیف حاصل از چشمه‎ها را مطابق با وضعیت و شرایط آزمایشگاه به طریق شبیه‎سازی به دست می‎آوریم. در اجرای اولیه، کل حجم بلور ژرمانیوم به عنوان حجم فعال آشکارساز در نظر گرفته شد و با این فرض طیف به دست آمده از محاسبات انجام شده با طیف تجربی مقایسه گردید. مقایسه‎ی طیف محاسبه شده با طیف حاصل از آزمایش اختلاف قابل توجهی را نشان می‎داد. پس از مشاهده‎ی اختلاف بین مقادیر محاسباتی مونت کارلو و داده‎های تجربی، سعی شد با استفاده از تغییرات اندک در ضخامت آشکارساز (در حدود چندین صدم میلی‎متر) در برنامه شبیه‎سازی و برازش منحنی شبیه‎سازی شده با منحنی تجربی، ضخامت حقیقی بلور و ضخامت لایه‎ی مرده‎ی آشکارساز و در نهایت بازده‎ی قله‎ی تمام-انرژی را برای انرژی‎های مختلف و فاصله‎های مختلف چشمه تا آشکارساز به دست آوریم.در این پژوهش، شبیه¬سازی مونت¬کارلو برای به دست آوردن ضخامت لایه‎ی مرده و بازدهی قله¬ی تمام-انرژی آشکارساز hpge با استفاده از نرم¬افزار mcnpx انجام شد. برای این کار چشمه‎های مختلف را در فاصله‎های مشخص از آشکارساز قرار داده و طیف تجربی به دست آمده را ذخیره می‎کنیم. سپس طیف حاصل از چشمه‎ها را مطابق با وضعیت و شرایط آزمایشگاه به طریق شبیه‎سازی به دست می‎آوریم. در اجرای اولیه، کل حجم بلور ژرمانیوم به عنوان حجم فعال آشکارساز در نظر گرفته شد و با این فرض طیف به دست آمده از محاسبات انجام شده با طیف تجربی مقایسه گردید. مقایسه¬ی طیف محاسبه شده با طیف حاصل از آزمایش اختلاف قابل توجهی را نشان می‎داد. پس از مشاهده‎ی اختلاف بین مقادیر محاسباتی مونت‎کارلو و داده‎های تجربی، سعی شد با استفاده از تغییرات اندک در ضخامت آشکارساز (در حدود چندین صدم میلی¬متر) در برنامه شبیه‎سازی و برازش منحنی شبیه‎سازی شده با منحنی تجربی، ضخامت حقیقی بلور و ضخامت لایه¬ی مرده‎ی آشکارساز و در نهایت بازده‎ی قله‎ی تمام-انرژی را برای انرژی‎های مختلف و فاصله‎های مختلف چشمه تا آشکارساز به دست آوریم.

آسیب¬های ایجاد شده بر روی قطعات حساس ماهواره¬ها توسط ذرات پر انرژی ناشی از تابش¬های کیهانی و خورشیدی، که در میدان مغناطیسی اطراف کره زمین به دام می¬افتند، بسیار حائز اهمیت می¬باشد. به منظور جلوگیری از این آسیب¬ها، حفاظی بر روی¬ این قطعات حساس تعبیه می¬¬شود. برای ساخت این حفاظ از عناصرگوناگونی استفاده می¬شود، که این عناصر بر اساس سنگینی یا سبکی، در برابر تابش¬های هسته¬ای اثرات مختلفی خواهند داشت. برای ساختن حفاظی در برابر تشعشعات هسته¬ای، بهترین حالت، استفاده از ترکیب مواد سنگین وسبک است. در این پروژه برای قطعه¬ حساس که روی ماهواره¬ای در فاصله km500 و زاویه میل 60 درجه قرار دارد به وسیله کدmcnpx شبیه سازی حفاظ تشعشعی صورت گرفته و هم¬زمان نیز الگوریتم ژنتیک در برنامه matlab نوشته شده است. با مرتبط ساختن الگوریتم نوشته شده در برنامه matlab و کد mcnpx، با ترکیب مواد سبک وسنگین در انتهای کار نتایج محاسبات به حالتی بهینه، از لحاظ حجم و وزن برای حفاظ مورد نظر، منجر شده است.

در این پایان نامه با استفاده از کد محاسباتی mcnp (monte carlo n-particle)، ضرایب انباشت پرتودهی تابش های گاما (با در نظر گرفتن تمام برهم کنش های فوتون با ماده) در انرژی های 1 تا mev 100 برای چشمه ی نقطه ای همسانگرد در ضخامت های 1 تا mfp10 برای دو ماده آب و سرب محاسبه شده اند. نتایج به دست آمده در انرژی های پایین (تا mev15) با نتایج مراجع دیگر که در انرژی های پایین و شرایط مشابه ای ارائه شده اند، سازگازی خوبی دارند. سپس با استفاده از نرم افزار متلب ضرایب انباشت محاسبه شده، با تابع های تیلور (برای سرب) و برگر (برای آب) و چندجمله ای برای هر دو ماده برازش داده شده اند و ضرایب (یا پارامترهای) معادله های تیلور و برگر و چندجمله ای استخراج شده اند. با استفاده از این پارامترها و توابع ذکر شده، می توان ضرایب انباشت را بدون نیاز به محاسبات سنگین به دست آورد. در این تحقیق برای اولین بار، ضرایب انباشت پرتودهی تابش های گاما برای چشمه ی نقطه ای همسانگرد آب در انرژی های 15 تا mev 100 ارائه شده اند. همچنین، برازش ضرایب انباشت پرتودهی با تابع های تیلور (برای سرب) و برگر (برای آب) و چندجمله ای (برای هردو) در انرژی های 15 تا mev 100 ارائه شده اند. از نتایج به دست آمده می توان در محاسبات حفاظ گذاری تا انرژی های mev 100 استفاده کرد.

در این پایان نامه، برد و اتلاف انرژی الکترون ها، پروتون ها و ذرات آلفا در آب با استفاده از کد mcnpx محاسبه شده اند. این محاسبات برای الکترون ها در محدوده ی انرژی mev001/0 تا mev 10 ، برای پروتون ها در محدوده ی انرژی mev1 تاmev 100 و برای ذرات آلفا از mev4 تا mev 100 انجام شده و با نتایج کدهای دیگر و مقادیر موجود در گزارش های icru مقایسه شده اند، که سازگاری نسبتا خوبی را نشان می دهند. سپس برد ذرات مذکور در مواد دیگر از جمله آلومینیوم، سیلسیوم نیز با استفاده از کد mcnpx و همچنین با استفاده از روش انتگرال گیری از توان توقف محاسبه شده و با نتایج حاصل از روابط تجربی مقایسه شده اند و میزان مطابقت نتایج این محاسبات با روابط تجربی در هر گستره ی انرژی مشخص و مورد بحث قرار گرفته اند.

در این پایان نامه ضرایب انباشت پرتودهی تابش گاما در فواصل مختلف از چشمه های نقطه ای همسانگر در واقع در مرکز کره هایی از جنس آب با استفاده از روش شبیه سازی مونت کارلو محاسبه شده است . در محاسبات انجام شده علاوه بر منظور کردن بر هم کنشهای فوتوالکتریک و کامپتون، پراکندگیهای همدوس نیز در نظر گرفته شده است . ضرایب انباشت پرتودهی با در نظر گرفتن پراکندگیهای همدوس و بدون در نظر گرفتن آنها، در فاصله های مختلف از چشمه اشعه گاما در انرژیهای 0/5, 0/1, 0/08 و 1mev برای محیط بینهایت کروی آب ، محاسبه و با یکدیگر مقایسه شده اند.