مجله علوم و فنون هسته ای
سال بیست و هشتم شماره 1 (پیاپی 39، بهار 1386)

برنامه ای کامپیوتری براساس روش مونت کارلو برای ترابرد وابسته به زمان نوترون در محیط های شکافت پذیر و محاسبه پارامترهای نوترونیک سیستم بسط داده شده است. در این مقاله به چگونگی محاسبه ضریب تکثیر مؤثر، طول عمر متوسط نوترون و توزیع مکانی شار در حالت پایدار پرداخته شده است. نتایج بدست آمده با مقادیر تجربی و روش های محاسباتی دیگر مقایسه شده و توافق خوبی بین آنها مشاهده می شود.

یافتن راه حل مناسب برای دفع حرارت تولید شده از زباله های سوخت مصرف شده هسته ای، با توجه به طولانی بودن مدت نگهداری، از مسائل مهم مهندسی هسته ای بوده و ذخیره سازی این مواد در تونلهای عمیق زیرزمینی، یکی از روش های متداول در این زمینه است. به دلیل طولانی بودن مدت نگهداری و هزینه های زیاد ساخت تونل، مطالعه دقیق موضوع از جهات مختلف از جمله تاثیر مقدار حرارت تولید شده در بسته های سوخت مصرف شده، تعداد آنها در تونل، کنترل دماهای سطح بسته ها و سطح زمین و روش های انتقال حرارت در تونل ضروری است. در این مقاله با استفاده از مدل سه بعدی برای نوعی از تونل متعارف و بسته های سوخت مصرف شده، از روش عددی حجم محدود و از نرم افزار FLUENT 6.0 برای محاسبات و از نرم افزار GAMBIT برای شبکه بندی دامنه محاسباتی و از مدل K-ε برای جریان آشفته با در نظر گرفتن تشعشع حرارتی و بدون آن، استفاده شده است. در این محاسبات تاثیر پارامترهای مختلف از جمله انرژی تولید شده در هر بسته از سوخت مصرف شده هسته ای، سرعت هوای ورودی به تونل برای خنک کردن آن و عمق تونل در دو حالت همرفت طبیعی و اجباری بر درجه حرارت سطح بسته های سوخت و سطح زمین مورد بررسی قرار گرفته است. نتایج تحلیل نشان می دهد در حالت همرفت اجباری، برای نگهداری 67 بسته از سوخت مصرف شده اورانیوم با 3/2 درصد غنا، با ابعاد مشخص و تولید انرژی 7/6 کیلووات در هر یک از آنها در ابتدای دفع، سرعت هوای ورودی لازم جهت خنک کاری، 0/6 متر بر ثانیه خواهد بود تا حداکثر دمای بوجود آمده در سطح بسته ها کمتر از حد استاندارد که 93 درجه سانتی گراد تعیین گردیده است، باشد.

حفاظت در برابر پرتوها از مهمترین مواردی است که در نیروگاه های هسته ای به آن توجه می شود. هدفی که در این تحقیق به دنبال آن بوده ایم، بررسی حفاظ های موجود دراستخر نگهداری سوخت های پرتودیده نیروگاه بوشهر، به عنوان یکی از مهمترین مولدهای پرتوهای پرانرژی می باشد. برای نیل به این هدف، شناخت نوع و مقدار مواد پرتوزایی که در حین کار رآکتور تولید می شوند (پاره های شکافت) از اهمیت بالایی برخوردار است. در ابتدا سعی شده است که با شبیه سازی قلب نیروگاه بوشهر به وسیله کد هسته ای WIMSD-4، مقدار عناصر پرتوزای حاصل از فرسایش اورانیوم به هنگام کار رآکتور به دست آید. در ادامه، ضمن محاسبه آکتیویته ایزوتوپهای پرتوزای حاصل از اجرای این کد، شدت پرتوهای گاما در لایه های مختلفی از حفاظ موجود دراستخر نگهداری سوخت های پرتودیده با استفاده از کد هسته ای MCNP4C بدست آمد. در پایان با ارزیابی یک حادثه، دوز تابشی بالای یک سامانه نگاهدارنده سوخت نیز حساب شده است.

در این مقاله سعی شده است میزان وابستگی پاسخ دزیمترهای مورد استفاده در پژوهشکده کاربرد پرتوها (یزد) نسبت به دمای هنگام پرتودهی مورد بررسی قرار گیرد. تصحیح میزان دز جذبی قرائت شده، بدلیل امکان تاثیر متفاوت نسبت به دز جذبی واقعی بر روی ماده تابش دهی شده، بسیار حائز اهمیت است. این مساله بویژه از نقطه نظر اهمیت اندازه گیری دقیق دز جذبی در کالاهای پزشکی و مواد غذایی، که رابطه مستقیم با حساسیت دزیمترها داشته و بروز هرگونه خطایی ممکن است نتایج جبران ناپذیری در کالاهای تحت تابش ببار آورد، از مسائل حیاتی به شمار می آید. لذا در این مقاله کوشش شده است تا کلیه دزیمترهای مورد استفاده از نظر اثر دما در پاسخ آنها مورد بررسی قرار گیرند و تغییرات حاصل بصورت تابعی از دما مشخص شود و ضریب تصحیح دمایی برای دز واقعی معرفی گردد.

رادیوایزوتوپ گالیوم-68 با نیمه عمر 68/3 دقیقه بدلیل روش خاص واپاشی نشر دهنده پوزیترون در مصارف پزشکی هسته ای بسیار مورد توجه است. تنها راه دستیابی به این رادیوایزوتوپ و استفاده از آن، تولید رادیوایزوتوپ مادر آن یعنی ژرمانیوم-68 می باشد. در این تحقیق بعد از مطالعات گسترده و اجرای کد های کامپیوتری SRIM, ALICE-91، هدفهای اکسید گالیوم توسط ذرات پروتون با انرژی بین 25-20 میلیون الکترون ولت و با شدت جریانهای 2 و 10 میکروآمپر با شتابدهنده سیکلوترون پژوهشکده تحقیقات کشاورزی، پزشکی و صنعتی کرج مورد بمباران قرار گرفتند. اکسید گالیوم بمباران شده با اسید نیتریک غلیظ و اعمال حرارت بصورت محلول درآمد و محلول اسیدی حاصل کاملا تبخیر و رادیوایزوتوپ های ژرمانیوم-68 با افزایش حجم مناسبی از محلول (PH=11,0/005M)EDTA بازیابی شدند. با عبور دادن این محلول از ستون Al2O3، ژرمانیوم-68 جذب و ستون بارگذاری شد و با عبور دادن 50ml محلول EDTA، از ناخالصی های گالیوم طبیعی تقریبا عاری شد. ژنراتورهای تولید شده (ستونهای Al2O3 در این مرحله) چند بار با محلول رقیق (PH=8,0/005M)EDTA شسته شدند و به منظور تعیین مقدار نشت هسته های ژرمانیوم-68 و گالیوم طبیعی مورد مطالعه قرار گرفتند. متوسط هسته های مادر (ژرمانیوم-68) تقریبا 0/03 درصد و گالیوم طبیعی 0/7 μgl-1 و قابل مقایسه با نتایج گزارش شده در تحقیقات پژوهشگران دیگر است.

کلوزاپین، داروی بسیار پیچیده ای در زمینه سایکو فارماکولوژی است که ساز و کار و سوخت و ساز آن کاملا مشخص نشده است و اثرهای روان درمانیش به تعدادی از برهمکنش های ترکیبی آن با گیرنده های دوپامینی و سروتونینی نسبت داده می شود. برای شناخت بیشتر ساز و کار و سوخت و ساز این رادیودارو، سنتز نشاندار شده آن با رادیوایزوتوپ کربن-14 در یک محل پایدار بیولوژیکی در پژوهشکده علوم هسته ای انجام گرفت. در این کار پژوهشی خلوص شیمیایی و رادیوشیمیایی کلوزاپین [14C] سنتزی به روش کروماتوگرافی مایع با کارایی بالا (HPLC) و شمارنده درخششی مایع مورد بررسی قرار گرفته است. در دستگاه (HPLC)، با استفاده از ستون غیرقطبی C8 و گرادیانتی از فاز متحرک استونیتریل و محلو بافر آبی فسفات سدیوم با سرعت جریان 1 min/ml جداسازی کلوزاپین از ترکیبات حد واسط تشکیل شده در فرایند سنتز آن اجرا و بوسیله آشکارساز UV در طول موج 254nm اندازه گیری شد. حد تشخیص و دقت تجزیه ای روش RP-HPLC به ترتیب 0/1ng و 1-3/4 درصد و درجه خلوص شیمیایی رادیوداروی سنتزی 99%< تعیین گردید. برای اندازه گیری خلوص رادیوشیمیایی، دستگاه شمارنده درخششی مایع به کاربرده شد و شمارش آن با افزایش مستقیم نمونه به محلول ACS(Amersham) صورت گرفت. فعالیت ویژه کلوزاپین سنتزی 10 μCi/mg و خلوص رادیوشیمیایی آن 99%< تعیین شد.

اورانیوم (VI) با اسید سیتریک ایجاد کمپلکسی پایدار می کند که می توان از آن برای اندازه گیری بسیار دقیق و حساس اورانیوم به روش ولتامتری عاری سازی کاتدی با استفاده از قطره جیوه معلق به عنوان الکترود کار استفاده کرد. در این کار پژوهشی اثر برخی پارامترها از جمله pH، غلظت لیگاند، پتانسیل پیش تغلیظ و زمان پیش تغلیظ بر حساسیت و گزینش روش بررسی شده است. حد تشخیص به دست آمده تحت شرایط بهینه آزمایشی، یعنی پس از 150 ثانیه پیش تغلیظ، برابر 1/9 x 10-9 مولار می باشد. شدت جریان قله متناسب با غلظت اورانیوم درمحدوده 1/9 x 10-9 تا 4 x 10-7 مولار می باشد.

در این طرح چگونگی تخریب کاتالیزوری رزین کاتیونی Dowex به وسیله پراکسید هیدروژن و در حضور یون Fe(II) مورد بررسی قرار گرفت. برای تجزیه کاتالیزوری 2 گرم رزین خشک شده در آون، با بازدهی 90 و 97 درصد کاهش کربن، به ترتیب نیاز به 30 و 45 میلی لیتر پراکسید هیدروژن 30 درصد است. تخریب کاتالیزوری این مقدار رزین به سولفونات پلی استایرن محلول در آب (حل کردن رزین) تنها با 10 میلی لیتر پراکسید هیدروژن 30 درصد امکان پذیر بوده و با 20 میلی لیتر پراکسید هیدروژن می توان به بازده 80 درصد دست یافت. همچنین معلوم شد که افزودن تدریجی پراکسید هیدروژن سبب بهبود در شرایط تخریب گردیده و تغییرات pH در محدوده 2 الی 4 تاثیری بر روند کار ندارد. شرایط بهینه برای انجام واکنش، درجه حرارت 95 الی 100 درجه سانتی گراد، pH برابر 5/3 و غلظت یون Fe(II) معادل 0/005 مول برلیتر به همراه همزدن مداوم با سرعت 500 دور در دقیقه است.
واژه های کلیدی: تخریب کاتالیزوری، مبادله کننده کاتیونی، تجزیه شیمیایی، اکسیداسیون تر، فنتون، هیدروژن پراکسید