در این تحقیق تاثیر اسانس استخراج شده از دانه های زیره سیاه (carum carvi) بر روی سرطان کولون القاء شده توسط دی متیل هیدرازین (dmh) در رت مورد مطالعه قرار گرفته است. زیره سیاه ایرانی از استان کرمان جمع آوری گردید. سپس دانه ها ی زیره با استفاده از یک منبع co60 در دو دز 10 و 25 کیلوگری پرتودهی شدند. در مرحله بعدی اسانس زیره سیاه (تازه و پرتودیده) توسط دستگاه کلونجر استخراج شد و ترکیبات آن با استفاده از تکنیک gc/ms مشخص گردید. همچنین خواص آنتی اکسیدانی آنها با استفاده از دو تست ddph و beta-carotene bleaching مورد بررسی قرار گرفت. سپس به منظور انجام آزمایشات in vivo رت ها به 10 گروه (6 رت در هرگروه) تقسیم شدند: گروه کنترل، گروه تیمار شده با dmh در دز mg/kgb.w 20 به صورت i.p و هفته ای یک بار به مدت 5 هفته، 2 گروه تیمار شده با رژیم غذایی حاوی 0/1 و 0/01 درصد اسانس زیره پرتوندیده به تنهایی و 6 گروه تیمار شده با رژیم غذایی حاوی 0/1 و 0/01 درصد اسانس زیره پرتوندیده و پرتودیده به علاوه dmh. رت ها به مدت 16 هفته از رژیم غذایی حاوی اسانس زیره سیاه در گروه های مذکور استفاده کردند. پس از 16 هفته رت ها بیهوش شدند و از قلب آنها خونگیری شد. در مرحله بعدی حیوانات کشته شدند و بافت کبد و کولون آنها به منظور بررسی های هیستوپاتولوژیکی و بیوشیمیایی جدا گردید. نتایج این مطالعه نشان داد که تعداد aberrant crypt foci (acf) و aberrant crypt (ac) القاء شده توسط dmh در رت های تغذیه شده با رژیم حاوی 0/1 و 0/01 درصد اسانس زیره سیاه به طور معنی داری کاهش یافته است (p<0.05). به منظور بررسی مکانیسم اثرات ضد سرطانی اسانس زیره، پلاسما، کبد و بافت کولون رت ها جمع آوری شده و پارامترهای دخیل در فرایند استرس اکسیداتیو، آنزیم های متابولیزه کننده گزنوبیوتیک ها و آنکوژن بتا-کاتنین در سطح پروتئین و mrna مورد بررسی قرار گرفت. عدم تاثیر اسانس زیره سیاه بر روی محصول پراکسیداسیون لیپید ها، فعالیت آنزیم سوپراکسید دسموتاز (sod)، کاتالاز (cat) در بافت کبد و ferric reducing ability of plasma (frap) نشان دهنده این نکته می باشد که اسانس ها تاثیری برروی پارامترهای دخیل در استرس اکسیداتیو نمی گذارند (p>0.05). اگرچه نتایج به خوبی نشان داده اند که تغییرات مربوط به آنزیم های دخیل در متابولیسم گزنوبیوتیک ها از جمله گلوتاتیون s-تراسفراز (gst) و سیتوکروم p450– کلاس 1a1 (cyp1a1) در بافت کبد رتهای تیمار شده با dmh، در گروه های تغذیه شده با اسانس زیره در هر دو دز جبران شده است (p<0.05)، تیمار رت ها با اسانس ها تاثیری بر روی فعالیت این آنزیم ها در بافت کولون رت ها نگذاشته است (p>0.05). همچنین اسانس زیره سیاه باعث کاهش قابل ملاحظه ای در میزان پروتئین و همچنین بیان ژن بتا-کاتنین در بافت کولون رت ها – که در گروه تیمار شده با dmh افزایش یافته بود- شده است .(p<0.05) شایان ذکر است که اسانس زیره پرتودیده در دو دز 10 و 25 کیلوگری نیز خواص مذکور را حفظ می کند، بدین صورت که باعث تعدیل فعالیت آنزیم های gst و cyp1a1 و کاهش آنکوژن بتا-کاتنین در سطح پروتئین و mrna می گردد .(p<0.05) به طور خلاصه نتایج نشان می دهند که آسیب های پیش سرطانی بافت کولون (acf) القاء شده توسط dmh، توسط اسانس زیره سیاه مهار می شود. بخشی از این مکانیسم به دلیل تاثیر اسانس بر روی فعالیت آنزیم های gst و cyp1a1 و نیز آنکوژن بتا-کاتنین در سطح پروتئین و mrna می باشد. به علاوه این اثرات در اسانس زیره پرتودیده نیز حفظ می گردد.

عفونت یا سپسیس درصد بالایی از مرگ و میر را به خود اختصاص داده است. در این بیماری، سایتوکین های پیش التهابی و ضد التهابی، نقش مهمی را در پاسخ های سیستمیک التهاب بازی می کنند. التهاب نه تنها مستقیماً با فعال سازی سیستم ایمنی بلکه با واسطه سیکلواکسیژنازـ2 (cox-2) نیز در ایجاد بیماری دخالت می کند. رادیکال های فعال تولید شده در فرآیند التهاب منجر به فعال شدن فاکتور نسخه برداری nf-?b می شوند که آن نیز باعث افزایش سطح فاکتورهای دخیل در فرایند التهاب از جمله سایتوکین ها و cox2 می گردد. با توجه به نقش مهم و اصلی cox2 و متابولیت آن پروستاگلاندین e2 (pge2) در فرایند التهاب، داروهای ضد التهابی غیر استروئیدی (nsaids) برای درمان التهاب و همچنین سرطان ناشی از آن به کار گرفته می شوند. با این وجود با توجه به عوارض ناشی از مصرف nsaidها، استفاده از گیاهان دارویی دارای خاصیت ضد التهابی مانند زیره سیاه برای درمان و کاهش عوارض ناشی از التهاب، مورد توجه قرار گرفته است. از طرف دیگر، یکی از راه های نگاهداری دانه های زیره سیاه به عنوان یک گیاه دارویی، پرتودهی آن می باشد که متاسفانه تاکنون مطالعه چندانی راجع به حفظ خواص فارماکولوژیکی زیره سیاه پس از پرتودهی صورت نگرفته است. لذا در این تحقیق تاثیر عصاره هیدروالکلی و اسانس استخراج شده از دانه های زیره سیاه پرتوندیده و پرتودیده با اشعه گاما بر روی پارامترهای دخیل در التهاب و آسیب اکسیداتیو بافت کبد و ریه در مدل تجربی التهابی clp (cecal ligation and puncture) در رت مورد مطالعه قرار گرفته است. در مرحله اول زیره سیاه (carum carvi) تازه، محصول شهر کرمان تهیه شد. سپس دانه ها بسته بندی و با استفاده از یک منبع co60 در دو دز 10 و 25 کیلوگری پرتودهی گردید. در مرحله بعدی عصاره هیدروالکلی و اسانس زیره سیاه (تازه و پرتودیده در دو دز 10 و 25 کیلوگری) استخراج شد و خواص آنتی اکسیدانی آنها با استفاده از دو تست dpph و beta-carotene bleaching در سیستم in vitro مورد بررسی قرار گرفت. سپس به منظور انجام آزمایشات in vivo رت ها بلافاصله بعد از انجام clp در 43 گروه مختلف (6 رت در هرگروه) به صورت زیر تحت تیمار قرار گرفتند: 5 گروه کنترل، 5 گروه clp، 10 گروه تیمار شده با اسانس زیره پرتوندیده در دو دز mg/kg b.w 50 و 100 در ساعات مختلف و 10 گروه تیمار شده با عصاره هیدروالکلی زیره پرتوندیده در دو دز mg/kg b.w 50 و 100 در ساعات مختلف، 5 گروه تیمار شده با داروی ایندومتاسین در ساعات مختلف و 4 گروه تیمار شده با اسانس زیره پرتودیده در دو دز 10 و 25 کیلوگری و 4 گروه تیمار شده با عصاره هیدروالکلی زیره پرتودیده در دو دز 10 و 25 کیلوگری. سپس رت ها در ساعات مختلف (2، 4، 8، 16 و 24) پس از clp بیهوش شدند و از قلب آنها خونگیری شد. در مرحله بعدی حیوانات کشته شدند و بافت کبد و ریه آنها به منظور بررسی های هیستوپاتولوژیکی و بیوشیمیایی جدا گردید. نتایج این مطالعه نشان داد که پارامتر های التهابی از جملهil-10 ,mip-2, il-6 ,tnf-?, ros وpge-2 در بافت کبد، ریه و پلاسما و همچنین بیان ژن cox-2 در بافت کبد القاء شده در مدل التهابی clp، در رت های تیمار شده با اسانس زیره سیاه به طور معنی داری کاهش یافته است (p<0.05). همچنین فاکتورهای دخیل در آسیب اکسیداتیو بافتی نظیر پراکسیداسیون لیپیدها(lp) گلوتاتیون (gsh) و آنزیم میلوپراکسیداز (mpo) در بافت کبد و ریه رت های تیمار شده با اسانس کاهش می یابد و این در حالی است که عصاره هیدروالکلی زیره سیاه هیچگونه تاثیری بر روی پارامترهای مذکور نمی گذارد. در تایید نتایج فوق بررسی های هیستوپاتولوژیکی نشان دادند که شاخص های آسیب پاتولوژیکی در بافت کبد و ریه که در گروه سپسیس به طور قابل ملاحظه ای دیده می شود، در گروه های تیمار شده با اسانس زیره و نه عصاره هیدروالکلی کاهش می یابد. این نکته قابل توجه می باشد که اسانس زیره پرتودیده در دو دز 10 و 25 کیلوگری نیز خواص مذکور را حفظ می کند، بدین صورت که باعث کاهش سطح پارامترهای التهابی و فاکتورهای دخیل در آسیب اکسیداتیو در دو بافت کبد و ریه می گردد. به طور خلاصه نتایج هیستوپاتولوژیکی و بیوشیمی این تحقیق بیان می کنند که اسانس زیره سیاه و نه عصاره هیدروالکلی دارای اثرات محافظتی در دو بافت کبد و ریه بر علیه آسیب های حاصل از واکنش های التهابی و اکسیداتیو می باشد. به نظر می رسد که بخشی از این مکانیسم به دلیل تاثیر اسانس استخراج شده از زیره سیاه بر روی فعالیت پارامتر های التهابی و نیز فاکتورهای دخیل در آسیب اکسیداتیو باشد. به علاوه این اثرات در اسانس زیره پرتودیده نیز حفظ می گردد.

تولید رادیو ایزوتوپهای 153smو 177lu از طریق فعالسازی نوترونی داخل یک راکتور هسته ای به عنوان یک روش مناسب در مراجع مورد بررسی قرار گرفته است که البته در اکثر موارد شار نوترون حرارتی بالا در دسترس بوده است، لذا تحلیل نوترونیک قلب راکتور، بویژه اطلاعات دقیق شار و طیف نوترون حرارتی محلهای تابش دهی نمونه های تولیدی، پارامتر بسیار موثری در این تحقیق می باشد، دراین خصوص در این مطالعه سعی شده است با به کارگیری صحیح ابزار محاسباتی، قلب راکتور تحقیقاتی تهران بوسیله کد مونته کارلو mcnp مدلسازی گردد، مقدار چشمداشتی شار نوترونهای حرارتی و بعضاً فوق حرارتی و سریع در محیط قلب و در ستونهای پرتودهی محاسبه و تحقیقاتی نیز در زمینه طیف شکافت بدین وسیله انجام گرفت، توزیع محوری و شعاعی شارحرارتی درکانالهای پرتودهی بوسیله کد بررسی گردید. برای اطمینان از صحت شبیه سازی و نتایج حاصل از محاسبات، مونیتورینگ شار نوترون در دو کانال پرتودهی b3 وe3 به روش فعالسازی پولک طلا و سیم مسی (analysis activation) و شمارش توسط آشکارساز سنتیلاتور nai و hpge موجود در سازمان انرژی اتمی انجام گرفت. برای هر واکنش با استفاده از نمودار سطح مقطع آن در انرژیهای مختلف نوترونها، حاصل از فایل کتابخانه ایendf/b وهمچنین طیف نوترونی درکانالهای پرتودهی مختلف قلب، انرژی نوترونهای حرارتی بهینه شناسایی و سطح مقطع موثر فعالسازی واکنش تولید محاسبه گردید، سپس از آنجایی که معیار اصلی در تولید رادیو نوکلئیدها تابشی موثر بر میزان مناسبی از ماده هدف و تحت زمان مناسب بمباران نوترونی بر مبنای استقرار در جایگاه مناسب می باشد، آزمایشاتی بر پایه محاسبات اولیه و آنچه در technical documentهای آژانس پیشنهاد شده طراحی گردید. نمونه هایی تهیه و پس از انجام فرایندهای آماده سازی، تحت شرایط مختلفی درآرایشهای متفاوت قلب پرتودهی گردید، پس از ترخیص این نمونه ها و انجام فرایند شیمیایی استخراج، فعالیت ویژه نهایی محصولات توسط یک دز کالیبراتور استاندارد(isomed 1010) اندازه گیری شد. این آزمایشات منجر به مقایسه نتایج حاصل از محاسبات با اندازه گیریها ضمن شناخت بیشتر موقعیتهای مختلف پرتودهی و ویژگیهای رادیوایزوتوپ موردنظر و تمهیدات لازم در این راستا بویژه در مورد ایزوتوپ خاص" لوتشیم " گردید. از آنجائیکه شار حرارتی نوترون دارای اهمیتی ویژه در تولید رادیو ایزوتوپ در راکتور medium flux تهران می باشد، در این پروژه مطالعاتی در زمینه تاثیر میله های کنترل بر توزیع شار نوترونی در محل نمونه گذاری و نیز سایه اندازی نمونه های مجاور نمونه اصلی و نیز تاثیر تغییر محیط بازتابندگی کپسول نمونه گذاری به منظور افزایش نوترونهای حرارتی جذب شده در نمونه انجام پذیرفت، با توجه به ویژگیهای عنصر هدف لوتشیم و اهمیت مطالعه زمان پرتودهی جهت بهینه سازی، burn-up نمونه هدف طی مدتهای مختلف پرتودهی بررسی گردید و در این راستا اصلاحاتی درروابط معادله فعالسازی برای دقیق ترکردن محاسبات تولید لوتشیم پیشنهاد گردید. سپس با توجه به نتایج غیرمنطقی فعالیت حاصل از محاسبات و آزمایشات تولید لوتشیم و عدم تطابق غیر منطقی آن دو، پس از مطالعات icrp، در خصوص ویژگیهای این عنصر، بر پایه قراردادهای h?gdhal وwest cott فاکتور gw برای ایزوتوپ لوتشیم با استفاده از نمودار سطح مقطع و ? بدست آمده برای راکتور تهران، محاسبه و ضریبی جهت تصحیح روابط مربوط به محاسبه بهره تولید ایزوتوپ لوتشیم در راکتور تحقیقاتی تهران بدست آمد(q). در ادامه طرح پس از بررسیهای ذکر شده و تعریف ضریب تصحیح kf برای دستیابی به هدف اصلی این پروژه که بعد از امکان سنجی میزان فعالیتmci 3000-2000 ساماریم -153 و فعالیت ویژهci/mg 6000 و ci/mg10000 لوتشیم -177 توسط پرتودهی هدف در راکتور تحقیقاتی تهران، بدست آوردن میزان فعالیت مورد نظر، با بهینه جرم و زمان پرتودهی و حداکثر استفاده از شار موجود در راکتور تهران می باشد، سعی شد راهکارهای عملی مرتبط با موقعیت مناسب پرتودهی و وزن و زمان پرتودهی بهینه بر اساس محاسبات فعالیت اشباع ارائه گردد، برای آزمودن شرایط پیشنهاد شده نمونه هایی تحت پرتودهی قرار گرفت و خلوص رادیونوکلئیدی محصول توسط اسپکترومتری گاما با آنالیزورهای متصل به دتکتورهای hpge با توان تفکیک بالا تعیین گردید.

نوترون تراپی با بور یا bnct یک روش موثر در درمان انواع تومورها به خصوص تومورهای مغزی است. اساس این روش بمباران ناحیه تومور نشاندار شده با بور-10 توسط نوترون های با شدت و انرژی مناسب است. ذرات ناشی از واکنش جذب نوترون در هسته های بور، انرژی خود را در ناحیه ای قابل مقایسه با ابعاد سلولی تخلیه کرده و باعث نابودی آن می شوند. در این رساله طیف انرژی نوترون راکتور مینیاتوری اصفهان mnsr برای bnct بهینه شده است. به این منظور با طراحی و بهینه سازی مجموعه ای از مواد موسوم به مجموعه شکل دهنده طیف یا bsa، انرژی و شدت نوترون های خروجی برای درمان تومورهای مغزی بهینه گردید. جهت بهینه سازی طیف انرژی و شدت نوترون دو دسته معیار مورد بررسی قرار گرفت که عبارتند از معیارهای در-هوا و معیارهای در فانتوم. نتایج بدست آمده نشان می دهد؛ طیف نوترون های خروجی از bsa بهینه شده، از نظر انرژی و شدت دارای شرایط مناسب برای درمان به روش bnct می باشند. کلیه محاسبات توسط کد mcnp -x انجام گردید.

bnct یک روش موثر و امید بخش در درمان تومورهای مغزی است. در این روش پس از تزریق داروی حامل بور 10 ناحیه تومرو توسط نوترون های با شدت و انرژی مناسب بمباران شود. چشمه های نوترونی مختلفی از جمله راکتورهای هسته ای در این روش مورد استفاده قرار گرفته است. مشکل بزرگ این راکتورها عدم پذیرش افکار عمومی نسبت به ایمنی درمان می باشد ضمن اینکه انتقال بیمار به تاسیسات هسته ای مشکلاتی همراه است. در این مقاله محاسبات مربوط به طراحی نوترونی یک راکتور کوچک قابل نصب در بیمارستان توسط کد mcnpx انجام شده است. به این منظور یک راکتور تریگا نوع دو به عنوان پایه طراحی در نظر گرفته شده است و آرایش قلب برای رسیدن به بیشترین شار نوترونی بهینه شده است. وجود این راکتور در بیمارستان می تواند کاربردهای دیگری نیز داشته باشد،از جمله تولید رادیو داروهای با نیمه عمر کوتاه.

نوترون تراپی با بور یا bnct یک روش نوین در درمان تومورهای مغزی است. در این روش پس از تزریق داروی حامل بور و جذب آن در تومور، منطقه تومور توسط نوترون های با شدت و انرژی مناسب پرتودهی می شود. تخلیه ی انرژی حاصل از واکنش گیر اندازی نوترون توسط بور در ناحیه سلولی باعث نابودی آن می گردد. تاکنون چشمه های نوترونی مختلفی از جمله رآکتورهای هسته ای، انواع شتا ب دهنده ها، رادیوایزوتوپ ها، مولدهای نوترون و .... جهت استفاده در bnct مورد استفاده و یا بررسی قرار گرفته اند. امروزه تحقیقات وسیعی پیرامون ساخت یک چشمه نوترون با قابلیت نصب در بیمارستان در حال انجام می باشد که مهمترین آنها چشمه های فوتونوترون بر پایه شتابدهنده خطی الکترون است. در این نوع چشمه ها نوترون طی دو فرآیند ((e,? و (?,n) تولید می شود. علاوه بر شتابدهنده های خطی، شتابدهنده های لیزری نیز که قادرند ذرات باردار را در فواصل کوتاه تا انرژی های بالا شتاب دهند در زمینه های مختلف مورد توجه قرار گرفته اند. در این پروژه امکان استفاده از شتاب دهنده های لیزری الکترون جهت تولید فوتونوترون برای bnct مورد ارزیابی قرار گرفته است. یک شتابدهنده لیزری نوعی 3×?10?^10 الکترون در ثانیه با انرژی میانگین mev170 تولید می کند. به منظور ارزیابی امکان استفاده از این شتابدهنده درbnct ابتدا هدف مناسب، از نظر جنس و هندسه، برای تولید فوتونوترون طراحی و بهینه سازی گردید. مواد مختلفی از جمله سرب، بیسموت، تانتالیوم و تنگستن با هندسه های استوانه ای، کروی، نیم استوانه ای و نیم کره ای مورد بررسی قرار گرفتند. نوترون های تولید شده دارای طیف انرژی وسیعی می باشند که به طور معمول برای درمان مناسب نیستند و لازم است تا از نظر شدت و انرژی بهینه گردد، به این منظور یک مجموعه ی شکل دهنده ی طیف شامل کندکننده، بازتابنده، موازی کننده و فیلترها طراحی و بهینه سازی گردید. معیار بهینه سازی دستیابی به یک باریکه نوترون فوق حرارتی با کمترین میزان آلودگی به نوترون های حرارتی و سریع و نیز پرتوهای گاما در نظر گرفته شد. طراحی بهینه شامل فلوئنتال با ضخامت cm80 به عنوان کند کننده، سرب با ضخامت cm20 به عنوان بازتابنده و برای کاهش آلودگی های ناشی از نوترون های حرارتی وپرتوهای گاما cm1/0 بیسموت به عنوان فیلتر گاما و cm5/1لیتیوم-6 به عنوان فیلتر نوترون های حرارتی به دست آمد. در این حالت شار نوترون فوق حرارتی از مرتبه ?10?^4 ( n)?(cm^2 s) به دست می آید که با مقدار مورد نیاز برای درمان (?10?^9 ( n)?(cm^2 s)) فاصله ی چشم گیری دارد. نتایج نهایی نشان می دهد که با توجه به تکنولوژی لیزرهای فعلی، این نوع شتاب دهنده ها کارایی لازم برای تولید نوترون با شدت مناسب برای درمان را ندارند ولی می توان از این نوع چشمه ها در مطالعات دزیمتری نوترون و تحقیقات بیولوژیک استفاده نمود. همچنین با استفاده از صفحات شکافت پذیر به عنوان تکثیر کننده نوترون می توان میزان شار نوترون های فوق حرارتی را افزایش داد. کلیه مراحل فرآیند تولید نوترون و همچنین ترابرد نوترون در مجموعه شکل دهنده ی طیف توسط کد مونت کارلوی mcnpx شبیه سازی شد.

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.

پراش پودری نوترون یکی از قدرتمندترین و پرکاربردترین روش های پراش سنجی است که برای تعیین ساختار داخلی هسته-ها، تشخیص هسته های سبک و مجاور و ایزوتوپ های مختلف یک عنصر، و نیز تعیین ساختار مغناطیسی هسته هایی که دارای ممان مغناطیسی هستند به کار می رود. از آن جایی که انجام عملیات پراش نوترون معمولاً در مجاورت یک راکتور هسته ای امکان پذیر است در این تحقیق از طیف پیوسته ی نوترون ها و فوتون های خروجی از مجرای پراش نوترون راکتور تحقیقاتی تهران به عنوان چشمه بهره گرفته شد.فعالیت بخش پراش نوترون این راکتور از سال 1372 متوقف شد و برای بازراه اندازی آن با سوخت جدید، شبیه سازی جدید و به دست آوردن نتیجه ی قابل اطمینان و دقیق امری ضروری است. شبیه سازی سیستم موجود با افزودن بخش های غایب نظیر کندکننده و فیلتر کادمیوم و کربید بور، همچنین آزمایش کارکرد صحیح سایر بخش های موجود با استفاده از کد mcnpx انجام شد. به منظور افزایش شار نوترون های حرارتی در محل نمونه، کندکننده-های مختلفی با ضخامت هایمتفاوت آزمایش شدند که از میان آن ها گرافیت با ضخامت cm60 بهترین نتیجه را نسبت به بقیه ارائه داد. در مرحله ی بعد حفاظ بیولوژیکی با افزودن چند لایه پلی اتیلن و سرب به حفاظ فعلی، جهت کاهش دوز نوترون و فوتون به کمتر از دوز مجاز بهینه سازی شد. سرانجام شار neutron/(cm^2.sec) 105?351/6 برای نوترون های حرارتی با انرژی ev 058/0 جهت انجام عمل پراش روی محل نمونه به دست آمد.

ایمنی در راکتور های هسته ای اهمیت بسیار دارد، چرا که در راکتور مقادیر قابل توجهی مواد رادیواکتیو قرار دارد که در صورت رها شدن می تواند فجایع انسانی و زیست محیطی خطرناکی ایجاد کند. یکی از رویدادهای مهم در راکتورها خاموشی آنی اضطراری است. بررسی کمی و کیفی این واقعه نامطلوب و تعیین عوامل اصلی به وجود آورنده و مخاطرات ناشی از آن در ارزیابی ایمنی اهمیت به سزایی دارد. هدف از این مطالعه ارزیابی سیستم های ایمنی موجود در راکتور تهران و یافتن راه حل های برای ارتقاء سطح ایمنی آن می باشد . در این تحقیق با استفاده از مدل درخت خطا، یک مدل منطقی برای سیستم حفاظتی ساخته می شود. پس از آن توسط نرم افزار saphire، احتمال وقوع وقایع آغازگر، با استفاده از نرخ خرابی اجزاء و زیر سیستم ها مطالعه، و از نظر کیفی و کمی مورد تجزیه و تحلیل قرار داده می شود. خطای انسانی با روش تحلیلی spar-h بررسی گردید .در پایان احتمال کل اسکرم با در نظر گرفتن خطای انسانی و خطای سخت افزاری بدست خواهد آمد. نتیجه بدست آمده برای وقوع اسکرم، ناشی از خرابی سخت افزاری حدودا1e-6 ، و ناشی ازخطای انسانی در شرایط ایده آل تقریبا 1e-2 است. که نتیجه بدست آمده نشان دهنده چندین برابر بودن خطای انسانی نسبت به خطای سخت افزاری است. در فصل اول مقدمه، فصل دوم روش ارزیابی احتمالاتی ایمنی (psa) ، فصل سوم خطای انسانی و روش spar-h ، فصل چهارم آشنایی با راکتور تهران و اجزای آن بخصوص سیستم حفاظت راکتور ، فصل پنجم نحوه ی رسم درخت خطاهای حاصل از نرم افزار spar-h برای فرکانس وقوع اسکرم و نتایج حاصل ازlog book و نهایتاً در فصل ششم نتایج محاسبات مورد تحلیل و بررسی قرارگرفته وسپس اضافه کردن یک پیوست که به توضیح مختصر نرم افزار spar-h پرداخته شده است. در پایان پیشنهادات و راهکارهایی برای اصلاح و بهبود سیستم ارائه شده است.

سرعت فرسایش و رسوب خاک در بیشتر قسمت های جهان نسبت به سرعت طبیعی در اثر فعالیت های انسانی در حال افزایش است. پژوهشگران در سراسر دنیا از دیرباز در پی این بوده اند تا با استفاده از روش های مختلف بتوانند میزان فرسایش را در اراضی مختلف محاسبه نمایند. تکنیک های کمی و کیفی متعددی برای محاسبه فرسایش و رسوب در جهان وجود دارد. بیشتر این تکنیک ها الگوی مکانی از انتقال خاک و رسوب ذرات فرسایش یافته را ایجاد نمی کنند. توزیع مکانی فرسایش و رسوب در یک حوزه آبخیز برای طراحی برنامه های حفاظت آب و خاک اهمیت زیادی دارد. استفاده از تکنیک های هسته ای در محاسبه فرسایش و مخصوصا برای توصیف هدر رفت خاک یک ابزار اقتصادی و سریع است . سزیم -137 یک رادیوایزوتوپ مصنوعی با نیمه عمر 12/30 سال که در نتیجه انفجارات هسته ای که در سال های 1950-1970 صورت گرفت همراه با بارش باران وارد جو زمین شد. سزیم -137 به سرعت جذب ذرات زیر افق سطحی خاک می شود و فرآیندهای فیزیکی نظیر فرسایش و شخم علت اصلی توزیع مجدد سزیم در خاک می باشد. این تحقیق با هدف پیش بینی مکانی توزیع سزیم به عنوان شاخصی از فرسایش و رسوب و بررسی وضعیت فرسایش خاک در قسمت های مختلف یک شیب تپه با استفاده از رادیونوکلیید سزیم-137 و تکنیک زمین آمار در منطقه اردل استان چهارمحال و بختیاری انجام گرفت. نمونه برداری خاک بصورت شبکه بندی سیستماتیک به ابعاد 20*20 متر بوسیله دوربین تیودولیت و متر در 90 نقطه انجام شد. جهت اندازه گیری سزیم-137 ، نمونه ها در معرض هوا خشک شده و از الک 2 میلی متری عبور داده شده سپس توزین شدند. 500 گرم از هر نمونه داخل ظرف استاندارد شمارش ریخته شد. اندازه گیری میزان غلظت پرتوزایی سزیم-137 در نمونه ها در پژوهشگاه علوم و فنون هسته ای وابسته به سازمان انرژی اتمی توسط دستگاه اسپکترومتری اشعه گاما صورت گرفت. جهت محاسبه و ترسیم تغییر نما از برنامه رایانه ای gs استفاده شد و بعد از کنترل اعتبار تغییر نما، نقشه های کریجینگ به همراه نقشه های خطای تخمین توسط نرم افزار surfer8 تهیه گردید. در پایان توزیع مکانی سزیم-137 با نقشه های پراکنش مکانی خصوصیات خاک مورد مقایسه قرار گرفتند. نتایج این تحقیق نشان داد که با استفاده از روش سزیم-137 میانگین فرسایش خاک در منطقه مورد مطالعه با استفاده از مدل نسبی و مدل بیلان وزنی ساده شده به ترتیب 9/20 تن در هکتار در سال و 8/29 تن در هکتار در سال اندازه گیری شد. همچنین میزان فرسایش خالص با استفاده از مدل های نامبرده به ترتیب 3/6 تن در هکتار در سال و 8 تن در هکتار در سال برآورد شد. در بین خصوصیات توپوگرافی شاخص انتقال رسوب و شاخص قدرت جریان و در بین خصوصیات خاک مقدار نیتروژن کل، فسفر قابل دسترس و پتاسیم قابل دسترس وارد مدل رگرسیونی شدند و خصوصیات توپوگرافی و خصوصیات خاک به ترتیب قادر به توصیف 22 و 45 درصد تغییرات سزیم می باشند. سایر پارامترهای توپوگرافی و خاک تاثیری در مدل حاصله نداشتند. قابل توجه است که در مورد اکثر متغیرها از جمله سزیم، پتاسیم، نیتروژن کل، ماده آلی، هدایت الکتریکی و واکنش خاک مدل کروی و در مورد درصد آهک و وزن مخصوص ظاهری مدل نمایی بدست آمده است. پارامترهای فسفر قابل دسترس، درصد رس، سیلت و شن با هیچ مدلی برازش پیدا نکردند. با توجه به بررسی انجام شده، مشخص شد که روش سزیم-137 با در نظر گرفتن کلیه عوامل، روشی با ویژگی های خاص خود و با دقت بالایی است که می توان جهت محاسبه میزان فرسایش و رسوبکذاری اراضی، از آن استفاده کرد. همچنین روش زمین آمار یک تکنیک مفید در علم خاکشناسی، خصوصا استفاده از ریزش های رادیواکتیو برای تعیین تغییرات مکانی پروسه های فرسایش و رسوب در خاک است .

با توجه به قیمت نسبتا زیاد آشکارسازهای گازی نوترون (bf_3، he3 و ...) و پیچیدگی تکنیک های جداسازی نوترون از گاما در آشکارسازهای سوسوزن، توسعه ی نوع ساده تر و در عین حال ارزان تر آشکارساز نوترونی برای اندازه گیری پیوسته و تخمینی از شار مولدهای نوترون در بازه ی n/s 10^10-10^7، حائز اهمیت می باشد. با در نظر گرفتن امکانات موجود و عدم نیاز به فن آوری ساخت بسیار بالا، آشکارسازهای نوترونی خودتوان (spnd) می توانند گزینه ی مناسبی برای این منظور باشند. در این رساله، نمونه اولیه ی spnd به منظور استفاده در مولدهای نوترونی طراحی و تست شد. همچنین جریان خروجی از آشکارساز با استفاده از کد شبیه سازی مونت کارلو (mcnp4c) محاسبه و با نتایج بدست آمده از تست آشکارساز مقایسه گردید. توافق نسبی نتایج، استفاده از این آشکارساز برای تخمین شار نوترون مولد نوترون در حال کار را پیشنهاد می کند.

گداخت (همجوشی) هسته ای فرآیندی است که در آن دو اتم سبک برای تشکیل یک اتم سنگین تر با هم ترکیب می گردند، در این فرآیند (واکنش) انرژی آزاد می شود. گداخت تامین کننده انرژی ستارگان است و از نظر اصولی می تواند منبع تقریبا نامحدود و از نظر محیطی، بی خطرترین نوع انرژی بر روی زمین باشد. ایجاد واکنش های گداخت بر روی زمین (در دماها و فشارهای بسیار بالا) در نیروگاه های (رآکتورهای) گداخت گرما هسته ای، از گزینه های مناسب و جدی بشر به خصوص برای تبدیل انرژی حاصله (گرمایی) به انرژی الکتریکی می باشد. این نیروگاه ها به خصوص در مقایسه با انواع نیروگاه های هسته ای متداول (از نوع شکافت) دارای مزایایی از قبیل وجود سوخت سرشار (دوتریوم در آب دریا و لیتیم در پوسته زمین زمین یافت می شود)، چرخه سوخت آسانتر و کم هزینه تر (تصویر شماره 1)، ایمنی بسیار بالا (عدم آزادشدن غیر قابل کنترل انرژی به علت وجود مقادیر بسیار کم سوخت)، عدم تولید پسماندهای هسته ای با رادیواکتیویته قوی و نیمه عمر بالا و عدم تولید تشعشعات مضر برای انسان و محیط می باشند. طراحی و ساخت انواع رآکتورهای آزمایشی گداخت هسته ای (محصورسازی لختی و مغناطیسی) توسط کشورهای مختلف دنیا (ایالات متحده، اتحادیه اروپا، روسیه، ژاپن، کره جنوبی، ایران و ...) تعریف شده و در حال انجام است. مهمترین این پروژه ها (به شیوه محصورسازی مغناطیسی)، رآکتور آزمایشی گرماهسته ای بین المللی (international thermonuclear experimental reactor, iter) ، ایتر، می باشد. این پروژه در منطقه کاراداش فرانسه و با هزینه ای بالغ بر ده میلیارد یورو، در حال تکمیل طراحی و ساخت می باشد. هدف از طراحی و ساخت آن امکان سنجی فنی و علمی گداخت گرما هسته ای جهت مقاصد صلح آمیز (به خصوص تولید برق) با بیشترین بازده و کمترین هزینه می باشد. یک نیروگاه گداخت گرماهسته ای علاوه بر ساختمان ها، سیستم ها و اجزای مرتبط با واکنش گداخت گرماهسته ای ( که در نمونه های آزمایشی از قبیل ایتر مورد تحقیق و طراحی قرار می گیرد) می بایست واجد ساختمان ها، سیستم-ها و اجزای تبدیل انرژی گرمایی حاصله به انرژی الکتریکی (شبیه نیروگاه های بخاری) و همچنین دیگر ساختمان ها، سیستم ها و اجزای پشتیبان، خدماتی و کمکی (جانبی) مورد نیاز نیروگاه باشد. با توجه به اینکه تاکنون چنین نیروگاهی (نوع تجاری) در جهان ساخته نشده و عموما فعالیت های انجام شده در مرحله آزمایشی و طراحی مفهومی بوده و همچنین نیازهای ملی و جهانی به فعالیت های تحقیقی و طراحی در این خصوص به ویژه بر روی چیدمان و طراحی ساختمان ها، سیستم ها و اجزای این نیروگاه ها، تحقیق و طراحی پیرامون چیدمان مجموعه و معماری ساختمان توکامک به عنوان موضوع تحقیق و طراحی رساله حاضر قرار گرفته است.

راکتورهای تحقیقاتی برای تحقیقات هسته ای پایه، مطالعات کاربردی تجزیه ای و تولید رادیو ایزوتوپ ها مورداستفاده قرار می گیرند. یکی از رایج ترین انواع راکتورهای تحقیقاتی راکتورهای استخری با کندکننده آب می باشند. به دلیل تفاوت قابل توجهی که در میزان قدرت حرارتی راکتورهای تحقیقاتی و راکتورهای قدرت وجود دارد، پیامدهای ناشی از حوادث در یک راکتور تحقیقاتی بسیار پایین تر از یک راکتور قدرت است. یک مجموعه راکتور تحقیقاتی از تعداد زیادی ساختمان تشکیل شده که هریک به دلیل ویژگی های عملکردی خاص نیازمند توجه به الزامات ویژه ای می باشند. یکی از راه های مناسب جهت دستیابی به دانش درزمینه طراحی و ساخت راکتورهای تحقیقاتی داشتن آگاهی کافی و مناسب از معماری ساختمان ها و چیدمان سایت این مجموعه هاست. به دلیل وجود مواد رادیواکتیو در بخش های مختلف یک مجموعه راکتور تحقیقاتی توجه به مسائل ایمنی و حفاظتی در طراحی معماری این مجموعه ها دارای اهمیت زیادی است. بدین منظور ساختمان ها، سیستم ها، اجزا و فضاها باید ازلحاظ ایمنی و امنیتی دسته بندی شوند و ضوابط و استانداردهای هر یک مشخص گردد. در یک راکتور تحقیقاتی، چندین لایه حفاظتی پی درپی و موانع فیزیکی چندگانه برای جلوگیری از انتشار مواد رادیواکتیو ساخته می شود. ساختمان ها، سازه ها و موانع به منظور ایجاد یک سد در مقابل انتشار کنترل نشده مواد رادیواکتیو به محیط و تأمین حفاظت در مقابل حوادث داخلی و خارجی مورداستفاده قرار می گیرند. این رساله با بهره گیری از ضوابط و استانداردهای موجود و دانش طراحی و ساخت راکتورهای تحقیقاتی استخری با قدرت بالا درصدد است تا یک طرح معماری امن و ایمن برای ساختمان های حیاتی یک راکتور تحقیقاتی ارائه نماید. بدین منظور اصول مربوط به «دفاع عمقی» و اصل «کاهش تشعشع تا حد ممکن» در طراحی با استفاده از لایه های حفاظتی چندگانه و موانع فیزیکی برای جلوگیری از آزادسازی مواد رادیواکتیو بکار گرفته می شود. چگونگی تأثیر ملاحظات فرآیندی بر شکل گیری معماری راکتورهای تحقیقاتی استخری، ویژگی های موثر بر چیدمان سایت و چگونگی استفاده از نرم افزارهای تحلیلی برای بررسی تأثیر نیروهای خارجی بر ساختمان حفاظ راکتور ازجمله سوالات مهمی است که این تحقیق به دنبال یافتن پاسخ مناسبی برای آن ها می باشد. با بهره گیری از دانش و تجارب ملی و بین المللی درزمینه راکتورهای تحقیقاتی و از طریق طراحی راکتور تحقیقاتی 20 مگاواتی می توان ضوابط و معیارهای طراحی معماری راکتورهای تحقیقاتی استخری را که هم اکنون به شکل کامل و مدون در دسترس نیست، به صورت منسجم و کاربردی، تهیه نمود. در ضمن با استفاده از کد آباکوس می توان ساختمان ها را در مقابل حوادث داخلی و خارجی تحلیل نمود و با به کارگیری تمهیدات لازم، ایمنی و امنیت کل مجموعه را افزایش داد. جهت دستیابی به پاسخ این سوالات، ابتدا با استفاده از منابع کتابخانه ای، اسناد و مدارک و اطلاعات لازم جمع آوری و نمونه هایی که بیشتر می توانند به این مسئله کمک نمایند بررسی شده اند. در این میان نمونه ها ازنقطه نظر مسائل ایمنی و حفاظتی و چیدمان سایت و ساختمان ها موردبررسی قرارگرفته اند. سپس برخورد هواپیما و نیز تأثیر زمین لرزه بر ساختمان حفاظ راکتور با چهار فرم هندسی گوناگون توسط نرم افزار آباکوس مطالعه شده است تا مقاوم ترین فرم انتخاب شود. درنهایت با در نظر گرفتن مسائل کلی ایمنی و نیز افزایش امنیت مجموعه، چیدمان بهینه سایت بر اساس سطوح ایمنی و امنیتی ساختمان ها و فضاهای مختلف انجام شده است؛ بنابراین، این پژوهش می تواند راهگشایی در رسیدن به طراحی بهینه معماری برای یک راکتور تحقیقاتی استخری باشد.

چکیده ندارد.