مجله علوم و فنون هسته ای
سال:1392 | دوره:- | شماره:3 (مسلسل 65) |تعداد مقالات:14

با هدف شبیه سازی پاسخ آشکار سوسوزن NE213 به نوترون های چشمه Am-Be، محاسبه های ترابرد نوترون و ذرات باردار ثانویه با استفاده از برنامه ای که خروجی کارت PTRAC کد MCNPX را پس پردازش می کند (برنامه (MCNPX-PHOTRACK و محاسبه مقدار نور سوسوزنی هر کدام از ذرات باردار از طریق منحنی های نوری معتبر، و در نهایت، محاسبه ترابرد نور سوسوزنی نیز با استفاده از کد PHOTRACK به انجام رسید. به منظور بررسی صحت عملکرد کد تلفیقی MCNPX-PHOTRACK، پاسخ تجربی آشکارساز NE213 به نوترون های چشمه Am-Be با استفاده از مدار جداسازی نوترون- گاما به روش گذر از صفر به دست آمد. مقایسه نتایج شبیه سازی و تجربی هم خوانی بسیار خوبی را نشان داد.

مهم ترین مزیت دزیمترهای ژلی توانایی منحصر به فرد آن ها در تعیین توزیع سه بعدی دز است. دزیمترهای ژلی- پلی مری در حقیقت مونومرهایی هستند که در یک شبکه ژلاتینی به طور یکنواخت توزیع شده اند. در اثر پرتودهی، مونومرهای موجود در ژل به پلی مر تبدیل شده و برخی خواص دزیمتر ژلی تغییر می کنند که قابل آشکارسازی است. یکی از این تغییرها، خواص مغناطیسی دزیمتر ژلی- پلی مری است که از طریق تصویربرداری تشدید مغناطیسی (MRI) قابل آشکارسازی است. در این پژوهش سعی شده است اثر تغییر قدرت میدان مغناطیسی سیستم تصویربرداری تشدید مغناطیسی بر پاسخ دزیمتر ژلی MAGICA مورد بررسی قرار گیرد. برای این منظور دزیمتر ژلی- پلی مری MAGICA پس از ساخته شدن در آزمایشگاه، توسط نوترون های گرمایی در ستون گرمایی رآکتور تهران مورد پرتودهی قرار گرفت و سپس به وسیله دو سیستم تصویربرداری تشدید مغناطیسی با قدرت های مغناطیسی 0.5 و 1.5 تسلا با پارامترهای نرم افزاری بهینه مورد تصویربرداری قرار گرفت. پارامترهای دزیمتری بررسی شد. حساسیت دزیمتر در تصویربرداری با سیستم تصویربرداری تشدید مغناطیسی با قدرت مغناطیسی 0.5 تسلا (ساخت شرکت زیمنس)، 0.005±0.17 گری بر ثانیه و برای سیستم تصویربرداری تشدید مغناطیسی با قدرت مغناطیسی 0.5 تسلا (ساخت شرکت فیلیپس)، معادل 0.005±0.16 گری بر ثانیه به دست آمد. مقدار R2 در تمام نقاط برای سیستم با قدرت مغناطیسی 0.5 تسلا بیش تر بود. قدرت تفکیک دز برای تصویرهای حاصل از سیستم های با قدرت مغناطیسی 1.5 و 0.5 تسلا تا دزهای حدود 17.5 گری تفاوت چندانی نداشت و در ورای آن تفاوت قدرت تفکیک دز قابل توجه می شد. چنین نتیجه گرفته شد که در کاربردهایی که حداکثر دز جذبی در آن ها 17.5 گری است، می توان از سیستم تصویربرداری مغناطیسی با قدرت میدان مغناطیسی 0.5 تسلا و 8 اکو استفاده نمود و در کاربردهایی که با دزهای بالای 17.5 گری سروکار دارد لازم است از سیستم با قدرت میدان مغناطیسی 1.5 تسلا و 32 اکو استفاده شود.

اندازه گیری گاز رادون به عنوان یکی از عناصر پرتوزا که استنشاق آن امکان ایجاد مخاطره های ریه را در بر دارد همواره برای پژوهش گران از اهمیت ویژه ای برخوردار بوده است. در این پژوهش پاسخ آشکارساز غیرفعال اتاقک نفوذی گاز رادون با استفاده از یک روش جدید کالیبراسیون بر اساس توسعه روش کالیبراسیون جریان- عبوری تعیین شد. این آشکارساز شامل یک اتاقک است که بر اساس نفوذ گاز رادون به درون آن و ثبت ردپای ذرات آلفای گسیل شده از رادون و یا دختران آلفازای آن بر روی فیلم پلی کربنات انتهای اتاقک عمل می نماید. این روش کالیبراسیون شامل یک چشمه استاندارد نوع جریان- عبوری متصل به یک محفظه طراحی شده کالیبراسیون با قابلیت کنترل و تنظیم غلظت رادون درون آن است. بهترین تخمین اندازه گیری در این روش کالیبراسیون برابر %5 با سطح اطمینان %65 است. ضریب حساسیت آشکارسازی اتاقک نفوذی با این روش کالیبراسیون برابر 13.55 برحسب [trackscm-2(Bq lit-1day)-1] به دست آمده است. نتایج حاصل از شرکت این آشکارساز در آزمون مقایسه ای بین المللی، اختلافی کم تر از %5 نسبت به مقادیر مرجع آزمون در سه سطح غلظت کم، متوسط و بالا نشان داد.

با استفاده از کارتریج های اکتادسیل سیلیکای اصلاح شده، بستر جاذب جامدی برای جذب یون های اورانیم و توریم از محلول های آبی فراهم شد. اثرهای پارامترهای مختلف از قبیل pH و مقدار لیگاند جذب شده بر روی اکتادسیل سیلیکا، بر میزان جذب این بستر جاذب مورد بررسی قرار گرفت. نتایج به دست آمده حاکی از آن است که با استفاده از سیانکس 302 برای اصلاح کارتریج های اکتادسیل سیلیکا، حداقل میزان لیگاند لازم برای جذب قابل قبول یون های اورانیم و توریم، 30 میلی گرم است که این مقدار سیانکس قابلیت جذب حداکثر 20 میلی گرم بر لیتر یون اورانیم و توریوم را دارا بوده و پس از جذب این مقدار از یون ها، به دلیل اشباع شدن ظرفیت تبادل یونی سیانکس 302 اولیه، امکان جذب بیش تر یون های اورانیم و توریم باقی مانده در محلول، نیست.

هدف این پژوهش توسعه روشی مطمئن برای اندازه گیری دقیق مقدار استرانسیم -90 همراه شده با ایتریم -90 است. با توجه به این که ایتریم -90 تولید شده برای مقاصد بالینی، باید عاری از هرگونه ناخالصی باشد، روش کنترل کیفی مناسبی باید به کار گرفته شود. هم چنین با توجه به نیم- عمر کوتاه ایتریم -90، سرعت عمل در تعیین میزان خلوص آن حایز اهمیت زیادی است. روش کروماتوگرافی کاغذی یک روش سریع، ساده و با دقت بالا است که می تواند برای تخمین زدن سریع میزان ناخالصی استرانسیم -90 همراه شده با ایتریم -90 به کار رود. در این پژوهش از دو استخراج کننده بیس (2- اتیل هگزیل) فسفات (HDEHP) و سیانکس 272 استفاده شد و توانایی هیدروکلریک و نیتریک اسید در جداسازی ایتریم -90 از استرانسیم -90 مورد بررسی قرار گرفت. نتایج نشان داد که اختلاف بین مقادیر Rf دو رادیونوکلید استرانسیم -90 و ایتریم -90 با استخراج کنندهHDEHP و فاز متحرک شامل سالین %0.9 و نیتریک اسید 0.1 مولار بیش تر بود. تحت این شرایط کنترل رادیوشیمیایی ایتریم -90 دست یافتنی است.

حادثه نیروگاه هسته ای فوکوشیما- دایچی در ژاپن، باور برخورداری از ایمنی کافی در نیروگاه های هسته ای موجود را به سختی به چالش کشید. تاسیسات پیشرفته و آمادگی های ایجاد شده در پاسخ گویی به بحران در نیروگاه مورد اشاره نتوانست مانع از گسترش سریع حادثه شود که پی آمد آن وقوع جدی ترین بحران نیروگاهی در تاریخ جهان، پس از حادثه چرنوبیل بود. این نوشتار با بررسی زمانی حادثه نیروگاه فوکوشیما- دایچی و اقدام های انجام شده برای مهار آن به شناسایی فازهای اصلی گذار از این بحران می پردازد. از میان پنج فاز اصلی شناسایی شده، سه فاز نخست عمدتا به اقدام های واکنشی موضعی (نه فراگیر)، ارزیابی وضعیت و گردآوری اطلاعات به منظور برنامه-ریزی برای انجام اقدام های فراگیر اختصاص داشته است. بررسی تاثیر هر فاز بر گسترش دامنه حادثه، بدون شک در آمادگی و برنامه ریزی مناسب برای مقابله با حوادث مشابه بسیار ارزشمند و حیاتی است. هم چنین، کاستی های موجود در تدبیرهای پیش گیرانه که منجر به بروز حادثه شد و ناکارآمدی ساختار ایمنی هسته ای ژاپن در ممانعت از گسترش سریع حادثه مورد بررسی قرار گرفته اند. این نوشتار با تحلیل عوامل ریشه ای، راه کارهایی را برای پیش گیری از حوادث مشابه و کوتاه نمودن فازهای اولیه گذار از بحران پیشنهاد می نماید.

مولد بخار هسته ای با لوله های U شکل، یک مولفه مهم و حیاتی در نیروگاه های هسته ای با رآکتور آب تحت فشار است. کنترل ضعیف سطح آب مولد بخار در مدار ثانویه یک نیروگاه هسته ای می تواند منجر به خاموش سازی های متعدد رآکتور یا آسیب رسیدن به تیغه های توربین شود. مشکل های طراحی یک کنترل کننده موثر سطح آب برای مولد بخار هسته ای با لوله های U شکل، ناشی از دو عامل اساسی است: 1) غیرخطی بودن و پیچیدگی پویایی سیستم و 2) خاصیت ناکمینه فاز سیستم به دلیل پدیده انقباض و انبساط. بنابراین، طراحی یک کنترل کننده مناسب، یک گام اساسی در جهت افزایش دسترس پذیری نیروگاه هسته ای است. هدف این مقاله، طراحی، تحلیل و ارزیابی یک کنترل کننده سطح آب برای مولدهای بخار هسته ای با لوله های U شکل با استفاده از کنترل حالت لغزش پویا بر مبنای یک مدل غیرخطی است. روش به کار گرفته شده، از نقطه نظر پیاده سازی عملی و سخت افزاری ساده است و علاوه بر این، کنترل حالت لغزش پویا، مشخصات پویایی مطلوب در طول فرایند کنترل و تعقیب کامل مسیر را به طور مستقل از اغتشاش ها و نایقینی ها به دست می دهد. برای صحه گذاری کنترل طراحی شده، با شبیه سازی یک حادثه در نیروگاه هسته ای واقعی از شبیه ساز مولد بخار هسته ای استفاده شده است. نتایج شبیه سازی ها بیان گر کارآیی، مقاوم بودن و پایداری کنترل پیشنهادی در حضور اغتشاش های خارجی است.

فرآوری گرمایی تاثیر قابل توجهی بر ترکیب های فراسودمند انار دارد. در این پژوهش اثر دزهای مختلف تابش گاما بر برخی از ویژگی های فیزیکی- شیمیایی، ترکیب های فراسودمند، خاصیت ضداکسایشی و رنگ آب انار رقم های ملس ممتاز ساوه و آلک ساوه مورد ارزیابی قرار گرفت. پرتودهی در دزهای 0 تا 3 کیلوگری تغییر معنی داری در pH، قدرت اسیدی کل و مقدار مواد جامد محلول نمونه ها ایجاد نکرد. کاهش مقدار ترکیب های فنولی هم معنی دار نبود. مقدار آنتوسیانین کل نمونه ها بعد از پرتودهی یک کاهش معنی دار نشان داد؛ میزان کاهش در آب انارهای دانه انار ملس ممتاز و آلک ساوه به ترتیب، 34 و %29، و در آب انار میوه کامل انار در حدود، به ترتیب، 32 و %30 بود. با افزایش دز پرتودهی، فعالیت ضداکسایشی نمونه های انار نسبت به کنترل روند کاهشی داشت اما معنی دار نبود. پرتودهی آب انارها تفاوت معنی داری در عامل های رنگ هانترلب ایجاد کرد. در اثر پرتودهی مقدار L* نمونه های آب انار نسبت به کنترل به صورت معنی داری افزایش یافت، در حالی که مقادیر a* و b* به صورت معنی داری کاهش یافتند. به طور کلی می توان نتیجه گرفت که اثر تخریبی دزهای پایین پرتودهی بر ترکیب های فراسودمند و ویژگی های فیزیکی- شیمیایی آب انار ناچیز است.

عناصر پرتوزا در قلب رآکتور پژوهشی تهران با استفاده از کد محاسباتی ORIGEN2.1 بررسی شدند. ابتدا، برای اطمینان از نحوه مدل سازی، نتایج با نتایج «گزارش تحلیل ایمنی رآکتور پژوهشی تهران(SAR) » برای قلب مشابه، مقایسه شد. پس از اطمینان از درستی نتایج، محاسبه برای قلب 57-C رآکتور، انجام شد. بر اساس نتایج حاصل و با استفاده از کدهای مربوطه، امکان ارزیابی اثرهای پرتوشناختی ناشی از آزاد شدن عناصر پرتوزا در صورت بروز حادثه فرضی محتمل در رآکتور پژوهشی تهران فراهم شد.

مجموعه رآکتور هسته ای V-446 به کار گرفته شده در طرح AES-91.99 به منزله پروژه بهینه شده رآکتور WWER-1000 بر مبنای رآکتور مدل V-320 است. بهبود خواص نوترونی- فیزیکی قلب رآکتور همراه با تجدید ساختار قسمت های اصلی آن که امکان به کارگیری سوخت اورانیم- گادولینیمی را فراهم ساخته است و مد نظر قرار دادن ضریب های منفی واکنش پذیری دمایی قرص سوخت، توان رآکتور و سیال خنک کننده، طراحی خط کنترل تکمیلی در سیستم بازدارنده افزایش فشار مدار اول هنگام بروز حوادث ماورای طراحی و در خلال آزمون هیدرولیک و هم چنین پژوهش مفهوم «نشت قبل از شکستگی» به کمک سیستم های جدید کنترل و عیب یابی ویژه تجهیزات، شیرآلات و خط لوله های مدار اولیه تنها بخشی از اقداماتی است که باعث افزایش سطح ایمنی نسل جدید، در مقایسه با مدل های پیشین WWER-1000 شده است. به کارگیری تجربیات حاصل از اجرای طرح V-428 (رآکتور تیان وان چین) هنگام طراحی مدل V-446 و استفاده از عایق حرارتی جدا شونده در کنار اتخاذ تصمیم های فنی جدید از جمله برنامه جدید نمونه های فلز شاهد، محدود نمودن مقدار نیکل در خطوط جوش و ناخالصی های مضر در فلز پایه و خطوط جوش که امکان افزایش مدت زمان بهره برداری رآکتور را تا 60 سال فراهم نموده است، اقدام های دیگری هستند که افزایش ایمنی نسل جدید را فراهم آورده اند. رعایت الزام های استانداردها و مدارک فنی آژانس بین المللی انرژی اتمی، اتحادیه اروپا، روسیه، قوانین و استانداردهای تدوین شده توسط نظام ایمنی هسته ای کشورهای مقصد و تجارب بین المللی در زمینه طراحی، ساخت و بهره برداری از رآکتورهای هسته ای موجب شده است که نسل جدید رآکتورهای روسی از سطح ایمنی بالایی برخوردار باشند.

تشکیل هیدریدهای با جهت گیری شعاعی، تاثیر مخربی بر خواص مکانیکی و خوردگی آلیاژ زیرکنیم حاوی (%1) نیوبیم دارد. از جمله عوامل تاثیرگذار بر تشکیل این گونه هیدریدها فرایند سردکاری است. در این مطالعه تاثیر دو دسته مراحل متفاوت نوردکاری سرد برای تولید غلاف سوخت از این جنبه مورد بررسی قرار گرفته است. پارامترهای مختلف طراحی مراحل نوردکاری بررسی و در نهایت دو روش نوردکاری به صورت 4 مرحله ای (روش جدید) و 6 مرحله ای (روش متعارف پیشین) از نظر ریزساختار، خواص مکانیکی، خوردگی و جهت گیری هیدرید مقایسه شد. نتایج آزمایشگاهی نشان داد که طراحی پاس جدید نوردکاری سرد منجر به همگنی بیش تر ریزساختار تبلور مجدد، کاهش اندازه دانه و افزایش هم زمان استحکام و انعطاف پذیری و کاهش نرخ خوردگی آلیاژ می شود.

مدل عددی دو بعدی و سه بعدی مولد بخار VVER-1000، که در صنعت هسته ای کشور از آن استفاده می شود، در این مقاله ارایه شده است. برای مدل سازی انتقال حرارت جوشان، جوشش و میعان از روش اویلر- اویلر و در مدل سازی سه بعدی طرف ثانویه مولد بخار از یک مدل فضای متخلخل پیش از این گزارش شده توسط استوسیک و استوانوویچ برای مولد بخار VVER-440، استفاده شده است. مدل فضای متخلخل به این معنی است که بسته لوله های طرف ثانویه به طور جزیی و دقیق مدل سازی نمی شوند، بلکه به صورت منبع های تکانه و انتالپی فرض می شوند. مدل های ساخته شده به کمک تابع هایی که در ANSYS-CFX تعریف شده اند، بهبود یافته اند. نتایج این مدل سازی مربوط به حالتی است که مولد در حداکثر توان کار می کند. نتایج به دست آمده، توزیع درصد حجمی بخار و نقش جداکننده شناور را، که تنها در VVER-1000 وجود دارد، نشان می دهد. برای راستی آزمایی نتایج، از نتایج آزمایشگاهی استوانوویچ (1997) استفاده شد. مقایسه بین نتایج به دست آمده از مدل عددی و نتایج تجربی تطابق قابل قبولی را نشان داد. در مدل دو بعدی، توزیع سرعت بخار در مکان های مختلف به دست آمد.