فهرست مطالب

  • سال چهارم شماره 4 (زمستان 1396)
  • تاریخ انتشار: 1396/11/11
  • تعداد عناوین: 6
|
  • رحمان قراری ، نعیم الدین متاجی کجوری، امید صفرزاده صفحات 1-15
    همانطور که می دانیم، در مطالعه و ارزیابی عملکرد ایمن راکتورهای هسته ای، ارزیابی حوادث یکی از زمینه های بسیار حائز اهمیت است. پدید آمدن نقص در سیستم انتقال حرارت (نظیر ازدست رفتن خنک کننده LOCA و یا جریان خنک کننده LOFA) گروهی از حوادث ممکن در راکتورهای هسته ای را تشکیل می دهند. از جمله حالات گذرای ناشی از نقص در سیستم خنک کننده، حادثه انسداد موضعی مسیر جریان خنک کننده بر اثر ورود اشیا فلزی در مدار اول و قلب راکتور است که می تواند باعث کاهش میزان جریان خنک کننده در یک یا تعدادی از مجتمع های سوخت راکتور شود. در این مطالعه حادثه انسداد موضعی مسیر جریان در ورودی یک مجتمع سوخت داغ در ضرایب مختلف توزیع توان نسبی مجتمع سوخت با استفاده از کد COBRA-EN (سوخت های مرکز توپر) و برنامه ای که با نرم افزار متلب برای بررسی انسداد یک مجتمع سوخت داغ برای سوخت های مرکز توخالی تدوین شده است، بررسی شده است. ابتدا به منظور ارزیابی کدCOBRA-EN و برنامه تدوین شده، کارکرد شرایط عادی قلب راکتور VVER-1000 مدل شده و نتایج با FSAR مقایسه شده است تا صحت مدلسازی توسط کد COBRA-EN و برنامه مذکور تایید گردد. در ادامه در ضرایب توزیع نسبی توان مختلف و مقدار انسداد های مختلف مدلسازی انسداد مجتمع سوخت انجام شده است. نتایج نشان داده است که همراه با در نظر گرفتن سایر عوامل موثر در تولید و توزیع توان در قلب نظیر توزیع شار نوترونی و ضریب تکثیر (Keff) ، مجتمع های سوخت داخل قلب راکتور باید طوری چیده شوند تا مقدار ضریب توزیع توان نسبی مجتمع سوخت داغ همواره در محدوده 57/0±28/1 باشد. دراینصورت وقوع حادثه انسداد در مجتمع سوخت داغ اثر خاصی در عمکرد راکتور ندارد. همچنین مطابق نتایج الگوریتم نوشته شده نتایج قابل قبولی در مقایسه با FSAR ارائه داده است.
    کلیدواژگان: ایمنی، انسداد مسیر جریان، مجتمع سوخت داغ، کد COBRA-EN، محدوده مجاز ضریب توزیع نسبی توان
  • آرام صالحی، ایرج جباری، سیدیحیی مرادی صفحات 16-21
    برای آشکارسازی پرتوی گاما از یک بلور یدید سدیم به همراه مقدار خیلی کمی تالیوم بصورت ناخالصی، استفاده می شود. از طرف دیگر با توجه به اهمیت شناسایی کمی و کیفی ناخالصی های رادیونوکلیدی در تولید رادیوداروها و مصارف عمومی، همواره موضوع طیف سنجی بسیار مهم قلمداد می گردد و لذا باید با نهایت دقت انجام پذیرد. به صورت ویژه پردازش های سیگنال مربوط نیز باید دقیق صورت پذیرد.
    با توجه به این موارد یکی از عوامل موثر در دقت تشخیص قله و سطح زیر آن در طیف سنجی گاما با قدرت تفکیک پایین، نوع تابع توزیع به کار رفته برای برازش قله ها است. در این پژوهش ، با توجه به نرم افزارهای موجود میزان اثرات هر یک از توابع گوسی، لونتزین، لجستیک، پیرسون و ویجت برای برازش قله ها بررسی گردید. همچنین طیف حاصل از کبالت-60 و سزیم-137 برای مقایسه توابع توزیع مختلف مذکور با استفاده از یک آشکارساز یدور سدیم 2_اینچی تهیه گردید. در پایان نتایج نشان دادند که در این بین توابع ویجت و گاوسی در مقایسه با دیگر توابع از خطای کمتری برخوردار هستند و برای تحلیل طیف گاما با قدرت تفکیک پایین مناسب تر هستند.
    کلیدواژگان: طیف سنجی گاما، تشخیص قله، برازش منحنی، پرتوی با قدرت تفکیکی کم
  • محمدحسین چوپان دستجردی، بهروز رکرک، عفت یاحقی، عیسی نگهدارزاده، ابوالفضل کشاورز خانی، آرش ضیا آبادی، امیر موافقی صفحات 22-30
    آزمونهای غیر مخرب یکی از مهمترین ابزارها در مطالعات آثار باستانی به شمار می روند. هدف این تحقیق استفاده از نوترون رادیوگرافی برای اخذ اولین تصاویر آثار باستانی کشور در سیستم جدید نوترون رادیوگرافی راکتور تحقیقاتی تهران است. نوترون رادیوگرافی به عنوان یک ابزار مکمل در کنار رادیوگرافی معمولی با پرتوهای ایکس و گاما قرار میگیرد. اندرکنش های متفاوت نوترون نسبت به پرتوهای ایکس و گاما و حساسیت بالای نوترون رادیوگرافی نسبت به هیدروژن آن را به ابزار بسیار کارآمد برای شناسایی آثار سفالی و اشیا باستانی تبدیل کرده است. در این تحقیق از یک کوزه باستانی متعلق به منطقه سمیران استان قزوین، نوترون رادیوگرافی به عمل آمده است. تصاویر با استفاده از صفحات تصویرساز با فرمت دیجیتال ذخیره شده و برخی پردازش های تصویری در آن صورت گرفته است تا نقوش و آسیب های کوزه بهتر آشکار گردند. نتایج نشان می دهند که سیستم جدید نوترون رادیوگرافی راکتور تحقیقاتی تهران با کیفیت بسیار مطلوب در مطالعات باستان شناسی می تواند مورد استفاده قرار گیرد.
    کلیدواژگان: اشیاء عتیقه، نوترون رادیوگرافی، پردازش تصویر، کوزه سفالی
  • حسین دولت آبادی ، محمد افشار، سید محمد هاشمی نژاد اشرفی، میثم مژدی، مهدی نصری صفحات 31-38
    یکی از مهمترین تجهیزات مورد نیاز جهت ورود به مشاغل پرتویی و به ویژه کار با پرتوهای یوننده، استفاده از تجهیزات اندازه گیری محیطی می باشد. در این مقاله برای شبیه سازی اتاقک یونش محیطی از نرم افزار گارفیلد استفاده شده است که این نرم افزار از ترکیب چند برنامه برای محاسبه ی میدان الکتریکی، مشخصات انتقال الکترون و تعیین مسیر یونیزاسیون در آشکارساز، تشکیل شده-است. اتاقک یونش مورد نظر با هندسه ی استوانه ای به صورت بسته حاوی هوا در فشار یک اتمسفر به حجم حدود cm3 30 طراحی شده است. الکترود مرکزی از جنس تنگستن با روکش طلا و دیواره از جنس پلاستیک هادی C552، به ضخامت انباشت که در آن شرایط تعادل الکترونی برقرار است، شبیه سازی شده است. ولتاژ اشباع اتاقک یونش 250ولت وقطر آند آن 100میکرومتر و جریان خروجی آشکارساز 200نانوآمپر می باشد. اتاقک یونش با هندسه استوانه ای، سریع تر و در جریان پایین تری به اشباع می رسد و بازده جمع آوری بار واحد را تولید می کند
    کلیدواژگان: آشکارساز محیطی، نرم افزار گارفیلد، اتاقک یونش
  • وحید دهقانی، سیدعلیرضا علوی صفحات 39-47
    در این مقا له به بررسی رفتار پروتون زا یی هسته ها ی 164, 165, 166, 167Ir ، 171 Au ، 177Tl و 185 Bi پردا خته ایم. در این محاسبات از روش نیمه کلاسیکی WKB تغییر شکل یافته استفاده شد ه است و نتا یج حا صل نشا ن د هنده آن است که استفاد ه از ر وش تغییر شکل یا فته هموار ه منجر به بدست آ مدن مقا دیر کوچکتری برای طو ل عمر پرو تو ن زایی به نسبت فرمول بندی کروی روش نیمه کلا سیکی WKB می شو د. جهت حفظ خود ساز گا ری فرمول بندی پا را متر کوا نتش وا بسته به زا ویه را معرفی نموده ایم و با ضرب آ ن در پتا نسیل هسته ا ی به انجا م محاسبات پرداخته ایم. همچنین تطا بق خو ب نتایج بدست آمده با داده های تجربی نیمه عمر هسته های مورد مطالعه حائز اهمیت است.
    کلیدواژگان: پروتون زایی، WKB، تغییر شکل هسته
  • داوود رهی ، حسین صادقی، سید مجتبی مستجاب الدعواتی، اکبر اسحاقی صفحات 48-56
    در این تحقیق، چشمه بتازای 90Sr/90Y مورد بررسی قرار گرفته است که چگونه می توان با استفاده از میدان مغناطیسی حاصل از یک حلقه حامل جریان، آن را تکفام نمود. سپس با توجه به انحراف الکترون در میدان مغناطیسی، طیف انرژی خروجی از پنجره خروجی حلقه حامل جریان، با استفاده از کد شبیه ساز مونت کارلو MCNP به دست آمده است.

    کلیدواژگان: میدان مغناطیسی، چشمه بتازا، تکفام سازی انرژی، MCNP
|
  • Rahman Gharari, Naeimaddin Mataji Kojouri, Omid Safarzadeh Pages 1-15
    As we know, accident analysis is one of the most important field in the study and assessment of the nuclear reactor safety performance. Failure occurrence in the heat transfer system (such as LOCA and LOFA) are formed the group of the possible accidents in nuclear reactors. Including these transient states due to failure of the heat transfer system is the flow path blockage accident by crashing and falling some external pieces (knots and so on) into first loop and reactor core which could be decreased the coolant flow in one or more fuel assemblies. In this study the flow path blockage accident at the entrance of a hot fuel assembly in the various relative power distribution coefficient using COBRA-EN and developed program with MATLAB software for the analysis of the blockage in a hot fuel assembly in hollow center fuel rods. Firstly, for evaluating COBRA-EN code and developed program, the VVER-1000 reactor core is modeled and the results are compared for evaluating the accuracy of the modelling using two methods. In the following, the blockage at the various intensities for different relative power distribution coefficients has been modeled. The results have been shown that with considering the other effective neutronic parameters such as PPF and multiplication factor, the fuel assemblies must be arranged until the relative power distribution coefficient are between 1.28±0.57. Therefore the blockage accident in a fuel assembly does not have certain effect on the performance of the reactor.
    Keywords: Safety, flow path blockage, hot fuel assembly, COBRA-EN code, allowable range of relative power distribution coefficient
  • Aram Salehi, Iraj Jabbari, Seyed Yahya Moradi Pages 16-21
    Sodium iodide crystals with a very small amount of thallium as impurities are used to detect gamma spectrums. On the other hand, due to the importance of quantitative and qualitative identification of radionuclide impurities in the production of radiophones and general use, the topic of spectrometry is very important and should be done with extreme accuracy. Specifically, the corresponding signal processing also needs to be done accurately.
    Considering these cases, one of the effective factors in the accuracy of peak detection and its sub surface in low Resolution gamma spectroscopy is the type of distribution functions that used to curve fitting. In this research, according to existing software, the effects of each Gaussian, Lorentzian, Logistic, Pearson and Widget functions were investigated for fitting the peaks. Also, the cobalt-60 and cesium-137 spectrum was prepared to compare difference between distribution functions using a 2-inch sodium iodide detector. In the end, the results showed that the widget and Gaussian functions are less error-prone than other functions and are more suitable for low-resolution gamma spectrum analysis.
    Keywords: Gamma Spectroscopy, Peak Detection, Curve fitting, Low resolution Spectrum
  • Amir Movafeghi Pages 22-30
    Neutron radiography (NR) is a useful technique in non-destructive testing (NDT) of cultural heritage objects. NR is complementary to X and gamma radiography. A new NR beam line has recently been built at the Tehran Research Reactor (TRR) in order to expand the national applications of NR. The examination and characterization of internal structure and composition can be difficult task, in particular for cultural heritage objects. With NRو it is possible to visualize hydrogen-containing materials inside metal artefacts much better than with X-rays. In this research, a historical object has been radiographed by means of new neutron beam line of TRR. The object was a vase from Samiran region of Qazvin Province, Iran. The digital neutron radiography technique was used by the digital imaging plates (or Computed Radiography: CR). The image was obtained and saved in digital format. Digital image processing was implemented for enhancing the image. This was the first neutron radiography image of new NR facility at TRR. The results showed that the new system can be used effectively for the neutron radiography of cultural heritage objects.
    Keywords: Neutron radiography, Cultural Vase, Non-destructive testing, Image processing
  • hossein dowlatabadi, mohammad afshar, seyed mohammad hashemi nezhad ashrafi, meysam mazhdi, mahdi nasri nasrabadi Pages 31-38
    The use of environmental measuring equipment is one of the most important equipment needed to work with ionization radiation. Garfield software has been used to simulate an environmental ion chamber. This software consists of a combination of several programs for calculating the electric field, electron transfer characteristics and determining the path of ionization in the detector. The ion chamber is designed with a cylindrical geometry with air medium at atmospheric pressure and Sensitive volume 30 cm3. Material used for anode are tungsten with gold coated. The wall of the ion chamber used C552 to the thickness of the accumulation in which the electron balance condition is established is simulated. The saturation voltage of the ion chamber is 250 V and the anode diameter is 100 μm and the output current of the detector is 200 Nano amperes. The ion chamber with cylindrical geometry is faster and lower in saturation and produces the unit load.
    Keywords: survey meters, ion chamber, Garfield
  • Vahid dehghani, Seyed Alireza Alavi Pages 39-47
    The pr oton emission from 164, 165, 166, 167Ir ، 171 Au ، 177Tl and 185 Bi has been
    investigated using the frame-work of WKB semi-classical method. In order to keep the self-consistency of the
    method we have defined an angel dependent quantization factor which was multiplied by the nuclear
    potential term. We observed that the deformed mechanism results in smaller half lives in comparison
    with the spherical calculations. Good agreement between the experimental half
    Keywords: Proton emission, WKB, nuclear deformation
  • Davood Rahi Pages 48-56
    In this research, the beta source of 90Sr/90Y has been investigated. In this paper, the way of single energy making of continuous spectrum of beta particle has been investigated by using magnetic field of a coil. Then, by considering the deviation of electron in magnetic field, energy spectrum of electron from output window has been obtained by MCNP code.In this research, the beta source of 90Sr/90Y has been investigated. In this paper, the way of single energy making of continuous spectrum of beta particle has been investigated by using magnetic field of a coil. Then, by considering the deviation of electron in magnetic field, energy spectrum of electron from output window has been obtained by MCNP code.In this research, the beta source of 90Sr/90Y has been investigated. In this paper, the way of single energy making of continuous spectrum of beta particle has been investigated by using magnetic field of a coil. Then, by considering the deviation of electron in magnetic field, energy spectrum of electron from output window has been obtained by MCNP code.
    Keywords: Magnetic field, Beta source, Single energy making, MCNP