برای اینکه قدرت جداسازی یک سانتریفیوژ را بیان کنند براساس دو طبقه بندی از متغیرها، قدرت جداسازی را نشان می دهند:پارامترهای جداسازی ( جداسازی ، فاکتورهای غنی سازی و تهی سازی) و پارامترهای جریان (جریان های تغذیه، تولید و زائد). هیچ کدام از این پارامترها به تنهایی نمی توانند میزان قدرت جداسازی سانتریفیوژ را بیان کنند. به عبارت دیگر برای اینکه یک ماشین با راندمان بالا داشته باشیم باید هم فاکتور جداسازی بالا و هم جریان تغذیه بالا داشته باشیم. پارامتری که به صورت کمی قدرت جداسازی سانتریفیوژ را بیان می کند ظرفیت جداسازی می باشد، که به طور همزمان پارامترهای جریان و جداسازی را لحاظ می کند. علیرغم انکه هیچ معنای فیزیکی خاصی ندارد این پارامتر به این خاطر مناسب است که از روی اندازه گیری دیگر متغیرها در ازمایشگاه می توان آن را بدست آورد. هندسه سانتریفیوژ نقش بسیار مهمی در مشخصات هیدرودینامیکی جریان داخل سانتریفیوژ بازی می کند. سانتریفیوژ ایگاسو برای مدلسازی انتخاب شد. برای این هندسه جریان چرخشی در نزدیکی دیواره به وسیله سه عامل تحت تاثیر قرار می گیرد. 1) میزان دبی ورودی 2) اختلاف دما بین دو انتهای سانتریفیوژ 3) نیروی درگ ناشی از اسکوپ. در این مطالعه با استفاده از دینامیک سیالات محاسباتی اثر اختلاف دمایی دو انتهای بالایی و پایینی سانتریفیوژ بر روی قدرت جداسازی آن مورد بررسی قرار گرفت. میزان دبی ورودی ثابت و برابر فرض شد. همچنین فرض شد که گرادیان دمایی به صورت خطی و با دمای میانگین 300 کلوین بر روی دیواره سانتریفیوژ باشد. نتایج محاسبات نشان داد که ماکزیمم قدرت جداسازی را در اختلاف دمایی بدست می اید..

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.

bnct بر پایه واکنش 10b(n,?)7li ( بعنوان واکنش اساسی ) استوار است و برای درمان تومورهای بدخیم درون مغز که در عمق زیاد روئیده و ریسک جراحی آن زیاد باشد پیشنهاد شده است. در این تحقیق، دو هدف برای bnct مد نظر بوده است. در ابتدا شبیه سازی مونت کارلو دستگاه شکل دهی به بیم نوترونی حاصل از چشمه شکافت d-t برای یافتن نوترون های نیمه حرارتی انجام شده است. سپس محاسبات دز متناظر با آن در فانتوم سر انسان بالغ ( فانتوم اسنایدر) شبیه سازی شده است. نتایج بهینه برای مواد و ابعاد آنها شامل یک صفحه bi با ضخامت 5cm بعنوان تکثیر کننده نوترون، یک صفحه کند کننده نوترونی از جنس آهن با ضخامت 40cm ، یک صفحه فیلتر از جنس al/alf3 با ضخامت 30cm ، یک صفحه تکثیر کننده از جنس سرب با ضخامت 20cm و یک صفحه بازتابنده از جنس پلی اتیلن لیتیمی باضخامت 10cm می باشد که به تفصیل در فصل 5 آمده است و نیز در این فصل به بحث و بررسی پیرامون این نتایج پرداخته شده است. در ادامه نتایج درمان bnct و دزهای مربوط به آن بدقت مورد بررسی قرار گرفته است. برای رسیدن به این هدف از روش v.s doseبرای محاسبه شار نوترون های حرارتی، دز نوترون های حرارتی، نیمه حرارتی و سریع و همچنین دز فوتون در فانتوم سر استفاده شده است. نتایج بدست آمده در این تحقیق موید نتایج تحقیق مشابهی است که در دانشگاه ماساچوست انجام شده است.

آتش سوزی عمدتا" به جهت ایجاد خسارات جانی برای افرادی که متاثر از این حوادث اند و خسارتهای گسترده مادی ناشی از آن مورد توجه می باشد. سایت های هسته ای به عنوان یکی از مراکز حساس و استراتژیک کشور ها که با توجه به شرایط خاص عملیاتی و ملاحظات دیگری همانند اثرات سوء زیست محیطی آلودگیهای هسته ای ناشی از بروز آتش سوزی که ممکن است در پذیرش عموم در ابقاء و گسترش این تاسیسات بوجود آید، همواره باید تحت ملاحظات خاص ایمنی در مقابل آتش در کلیه مراحل طراحی، اجرا، بهره برداری و نظارت قرار گیرند. در این پژوهش یک سایت نمونه تولید سوخت هسته ای به عنوان یک محل بالاقوه برای حوادث آتش سوزی مورد مطالعه قرار گرفته است. به منظور شبیه سازی حوادث ناشی از آتش در سایت مورد نظر این پژوهش از نرم افزار cfast به عنوان یکی از معتبرترین کدهای شبیه سازی آتش سوزی استفاده گردیده است. نخستین مرحله تقسیم بندی ساختمان ها در سایت جهت تهیه اطلاعات اولیه ورودی نرم افزار بوده است. به این منظور ابتدا سایت مورد نظر به دو ساختمان اصلی, یکی شامل دفاتر اداری و دیگری مشتمل بر خط اصلی تولید سوخت هسته ای که هر کدام دارای طبقات و کامپارتمان های مختلف می باشند طبقه بندی شده و سپس جداول ورودی های لازم برای نرم افزار در هر کامپارتمان تولید شده است. پس از اجرای شبیه سازی کامپیوتری، در هر طبقه از ساختمان خروجی های cfast مورد بررسی و تجزیه قرار گرفته و با توجه به ویژگی های آتش و همچنین مشخصات فیزیکی، معماری و کاربری آن طبقه پرخطرترین کامپارتمان در حادثه آتش سوزی مفروض و نیز بهترین راه امداد و خروج اضطراری افراد و پرسنل از آن پیشنهاد شده است. نتایج شبیه سازی نشان میدهد که سیستم موجود آشکارساز آتش اولیه مشتمل بر 5 سنسور آشکار ساز آتش در صورت بروز خطر سیستم حداقل در زمان 6/18 ثانیه و حداکثر در 7/199 ثانیه به سانحه واکنش نشان خواهد داد. همچنین در این تحقیق مدل جدیدی جهت ارتقاء طراحی سیستم مبارزه با آتش با تکیه بر افزایش سنسور ها و کاهش اثرات خطا با منشاء مشترک مشتمل بر 9 آشکار ساز آتش و دود و 5 آشکارساز حرارتی پیشنهاد و شبیه سازی گردیده و تجزیه وتحلیل شده است. نتایج نشان میدهد که سرعت پاسخگویی سیستم به حداقل زمانی 6/5 ثانیه و حداکثر 9/131 ثانیه کا هش یافته است. نتایج این تحقیق میتواند به عنوان معیار و روند انجام تحقیق ارائه شده به عنوان راهکاری در مطالعه، ارتقاء و بهسازی طراحی، اجرا، بهره برداری و نظارت بر تاسیسات هسته ای مشابه بکار گرفته شود.

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.

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.

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.

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.

امروزه منابع مولد نوترون به نحو چشمگیری در حال افزایش هستند و استفاده کارآمد از نوترون ها نیازمند ابزاری جهت اندازه گیری آن است لذا ضرورت توسعه آشکارساز ها و روش های طیف نگاری نوترون، مشهود است. در این تحقیق تغییراتی بر روی توابع پاسخ کـره های بونر و روش بازیابی طیف انـرژی نوترون قرار گرفت تا مناسب ترین طیف انرژی نوترون بدست آید. در ابتدا شبیه سازی آشکارساز lii(eu) و کره های کند کننده تا قطر 18 اینچ توسط کد 6.2mcnpx انجام شد. سپس توابع پاسخ آشکارساز برای کره های کند کننده از جنس پلی اتیلن (pe) و پلی اتیلن حاوی بور (2%، 5% و 10%) bpe مورد بررسی قرار گرفت. در بخش دوم این تحقیق با هدف بهبود توابع پاسخ آشکارساز در انرژی های پایین برای نوترون ها (mev20e<)، بررسی و محاسبه توابع پاسخ آشکارساز برای ترکیب pe و مواد جاذب بور (کادمیوم، بور و گادولینیوم) به عنوان کره های کند کننده انجام شد. در بخش سوم به منظور ایجاد تابع پاسخ مناسب برای آشکار ساز فوق در انرژی های بالا (mev 20e>)، از ترکیب pe و مواد با عدد اتمی بالا (اورانیوم، تنگستن، سرب، آهن و مس) برای طراحی کره های کند کننده استفاده شد. در بخش چهارم، یک کره کند کننده با قطر 12 اینچ از جنس پلی اتیلن به همراه 24 جفت آشکارساز ترمولومینسانس (600tld- و700tld-) در هر یک از قطرهای اصلی آن، برای طیف نگاری غیر فعال نوترون توسط نرم افزار pro engineering طراحی شد و توابع پاسخ مربوط به هریک از tldها بر اساس موقعیت قرار گیری شان محاسبه گردید و در ادامه توسط ماشین های تراشکاری ساخته شد. در بخش پنجم با استفاده از شبکه های عصبی مصنوعی (شبکه fitting)، نرم افزار بازیابی طیف های انرژی نوترون (insu-ann) طراحی گردید. در ادامه اعتبار سنجی توابع پاسخ بدست آمده مورد بررسی قرار گرفت و ماتریس پاسخ کره های کند کننده با قطر 1 تا 18 اینچ محاسبه گردید. نتایج بدست آمده نشان می دهد که با استفاده از کره کند کننده ی 5 اینچی از جنس 2%-bpe و کره کند کننده ی 3 اینچی از جنس 10%-bpe ، می توان توابع پاسخ مناسبی در انرژی های پایین بدست آورد. همچنین می توان تـوابع پاسخ مناسبی از کـره های کند کننده (mm cd1 + inch pe2) ، (mm b5 + inch pe4) ، ( cm b1 + inch pe5) و ( cm b1 + inch pe6) برای نوترون های با انرژی پایین بدست آورد. کـره های کند کننده (inch pe3 + pb cm2 + cd mm1 + pe inch2) ، (inch pe3 + fe cm1 + cd mm1 + pe inch2) و (inch pe5.75 + pb inch0.5 + pe inch5.75) مناسب ترین توابع پاسخ را برای نوترون های با انرژی بالا بدست می آورد. سپس در بازیابی طیف انرژی نوترون ها بهترین میانگین مربعات خطای نسبی 06- e 33/4 و مقدار رگرسیون حدود 99/0 بدست آمد.

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.

ضریب داپلر و ضریب راکتیویته حبابی برای راکتور گازی سریع زاینده محاسبه شده است. سوخت مورد استفاده در این نوع راکتور از نوع بلوکی بوده که از مواد رقیق کننده در ترکیب سوخت استفاده شده است. برای رقیق کننده های مختلف و دو نوع خنک کننده دی اکسید کربن و هلیوم ضرایب دمایی محاسبه شده اند. محاسبات با کمک کد mcnp 5.0 انجام شده است. از کد makxsf برای اعمال پهن شدگی داپلر استفاده شده است. در نهایت با مقایسه ضرایب دمایی گزینه ای برای ماده مناسب از دید نوترونیک (ایمنی) و همچنین خنک کننده مناسب تر برای به کار گیری در راکتور های گازی سریع نسل چهارم پیشنهاد شده است.

در این پژوهش طراحی نوترونیک یک سیستم خاموشی ثانویه با به کارگیری تانک آب سنگین در راکتورتحقیقاتی تهران با استفاده از کد mcnpx انجام شده است. در این پژوهش تانک آب سنگین به عنوان بازتابنده در اطراف قلب قرار داده شده است که با خالی شدن آب سنگین در داخل تانکی دیگر نقش سیستم خاموشی را دارد. همچنین علاوه براینکه به عنوان یک سیستم خاموشی ثانویه می تواند عمل کند، باعث افزایش بهره برداری راکتور برای مقاصد مختلف می شود. دو هدف مهم در انجام این پژوهش دنبال شده است، یکی نقش تانک آب سنگین به عنوان سیستم خاموشی راکتور که در صورت عمل نکردن سیستم اول وارد عمل شود و راکتور را زیربحرانی کند و دیگر اینکه به خاطر شار بالایی که در داخل تانک وجود دارد، تجهیزات پرتودهی در داخل تانک جایگذاری شود. تانک آب سنگین به شکل استوانه می باشد که مرکز آن به ابعاد قلب خالی است و محاسبات نوترونیک برای شعاع و ارتفاع های مختلف انجام شده و در نهایت مقدار بهینه ابعاد تانک انتخاب شده است. برای انجام محاسبات دو حالت کلی در نظر گرفته شده است. حالت اول برای محافظانه ترین حالت قلب یعنی قلب اولیه در حالت سرد که بیشترین راکتیویته اضافی دارد و همچنین فیدبک های دمایی هم وجود ندارد انجام شده است و حالت دوم مربوط به شرایط واقعی و عملیاتی کنونی راکتور تهران می باشد، یعنی برای حالت قلب با بارگذاری میزان مصرف سوخت %27.52 ، که درصد متوسط مصرف سوخت در حال حاضر راکتور تهران است. برای هر دو حالت، تجزیه و تحلیل پارامترهای نوترونیک و معیار های ایمنی و ملاحظات طراحی صورت گرفته است و باحالت بدون تانک مقایسه شده است و در نهایت قلب با تانک برای چیدمان های 5×6و 5×5و 5×4و 4×4 بررسی شده است که چیدمان 5×5 به دلیل شرایط عملکردی و بهره وری بهتر نسبت به دیگر چیدمان ها، بهترین گزینه می باشد.

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.

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

در ابتدا توضیح مختصر در مورد راکتورهای قدرت هسته ای طرح شوروی سابق و روسیه داده شده است که با فهم اساسی و پایه طرح این راکتورها مقدمات تحقیقات علمی و فهم بیشتر این راکتورها فراهم گردید . اصلاحات انها و تکمیل و اجرای این طرح ها توضیح داده شده است . همچنین به توسعه قوانین ایمنی در راکتورهای هسته ای و کاربرد این قوانین در این نیروگاهها و راکتورهای هسته ای اشاره شده است .یک نمونه از نیروگاههای wwer و rbmk به طور کامل شرح داده شده است . در ادامه مقایسه ایمنی بین نیروگاههای هسته ای rbmk با نیروگاههای دیگر که دارای خنک کننده اب هستند صورت گرفته است . موضوعات مهمی مربوط به ایمنی تکنولوژی راکتورهای موجود که نوعا بیشتر مربوط به deterministic analysis است انتخاب گردیده است و هدف از چنین کاری ایجاد یک پل بین ایمنی تکنولوژی راکتورهایی است که هر یک به طور مستقل ساخته شده اند. انالیزهای انجام شده لزوما کیفی است با این حال داده ها هم ذکر شده است . در پایان توصیه هایی برای رفع معایب این راکتورها در نسل جدید ان ارائه و توصیه شده که برای ایمنی بیشتر این راکتورها روی برخی مسائل توجه بیشتری صورت بگیرد .