طراحی محاسباتی سطح سنج هسته ای با استفاده از کد mcnp و مقایسه با اندازه گیریهای تجربی

بررسی حساسیت سطح مقطع‌های نوترون در کربن و سرب با استفاده از کد محاسباتی MCNP و داده‌های تجربی

از آنجا که مسایل ایمنی در فناوریهای هسته­ای از اهمیت بسزایی برخوردار است، داده­های هسته­ای که در طراحی نوترونیک سیستم‌های هسته‌ای بکار می­روند، بایستی از دقت لازم برخوردار باشند. از اینرو ارزشیابی و بهبود داده­های هسته­ای، همواره مورد توجه بوده است. در این کار هدف بررسی سطح مقطع‌های برهمکنش نوترون با دو ماده کربن و سرب و نهایتاً بهبود این داده­ها می­باشد. با توجه به امکانات موجود در مرکز تحقیقات...

مقایسه تأثیر وضعیت طاق باز و دمر بر وضعیت تنفسی نوزادان نارس مبتلا به سندرم دیسترس تنفسی حاد تحت درمان با پروتکل Insure

کچ ی هد پ ی ش مز ی هن ه و فد : ساسا د مردنس رد نامرد ي سفنت سرتس ي ظنت نادازون داح ي سکا لدابت م ي و نژ د ي سکا ي د هدوب نبرک تسا طسوت هک کبس اـه ي ناـمرد ي فلتخم ي هلمجزا لکتورپ INSURE ماجنا م ي دوش ا اذل . ي هعلاطم ن فدهاب اقم ي هس عضو ي ت اه ي ندب ي عضو رب رمد و زاب قاط ي سفنت ت ي هـب لاتـبم سراـن نادازون ردنس د م ي سفنت سرتس ي لکتورپ اب نامرد تحت داح INSURE ماجنا درگ ...

طراحی سیستم تحلیلگر عناصر سبک بافت به روش فعال‌سازی نوترونی(NAA) با استفاده از کد MCNP

بررسی تغییرات راکتیویته ناشی از نفوذ آب در سایت‌های پرتودهی راکتور MNSR توسط کد MCNP و مقایسه با نتایج تجربی

In this work, the Isfahan Miniature Neutron Source Reactor (MNSR ) has been simulated using the MCNP code, and reactivity worth of flooding the inner irradiation sites of this reactor in an accident has been calculated. Also, by inserting polyethylene capsules containing water inside the inner irradiation sites, reactivity changes of this reactor in same such accident have been measured, the re...

بررسی تغییرات راکتیویته راکتور MNSR اصفهان در اثر تغییر ضخامت لایه برلیوم سقف قلب راکتور با استفاده از کدهای محاسباتی WIMSD و MCNP و مقایسه با نتایج تجربی

In this work, the Isfahan Miniature Neutron Source Reactor (MNSR) is first simulated using the WIMSD code, and its fuel burn-up after 7 years of operation ( when the reactor was revived by adding a 1.5 mm thick beryllium shim plate to the top of its core) and also after 14 years of operation (total operation time of the reactor) is calculated. The reactor is then simulated using the MCNP code,...

بررسی ایمنی و دز دریافتی کارکنان آزمایشگاه نوترون دانشگاه صنعتی امیرکبیر با استفاده از کد MCNP

Nuclear radiation protection and safety is one of the most important principles needed to consider in nuclear labs. At this article, Dr. Shahriari Nuclear Laboratory, was selected as a case study for investigation of total absorbed dose at the different points of the lab to determine the safe or hazardous points in it, according to nuclear radiations safety rules. Therefore, the environment of ...