ORIGINAL_ARTICLE
تعیین پارامترهای رادیولوژیکی سنگهای آذرین منطقه الوند همدان
چکیده انسانها همواره در معرض تابشهای یونساز قرار دارند مقدار این تابشها بستگی به نوع سنگ، خاک و منطقه جغرافیایی دارد. در این پژوهش پرتوزایی و پارامترهای رادیولوژیکی سنگهای آذرین منطق الوند همدان در سطح 400 هکتار مورد بررسی قرار گرفت. دز معادل جذبی سالیانه غدد برای نمونهها از 45/3±11/126 تا 43/28±25/1984 با میانگین90/639 بر حسب µSv/y تغییر میکند که بطور متوسط بیشتر ازمیانگین جهانی (35/416) است. خطر ابتلا به سرطان درطول عمر (ELCR) برای نمونههای مورد مطالعه محاسبه گردید که در محدوده 3-10×(07/0- 27/1) با میانگین 3-10×41/0 قرار دارد. برای تمامی نمونهها به جز نمونه با کد PGG(W) کمتر از حداکثر مقدار مجاز (3-10) بدست آمد. میانگین ELCR برای نمونهها بیش ازمیانگین جهانی (3-10×29/0) می-باشد. مقدار شاخص گاما )٧(I برای نمونههای مورد مطالعه در این پژوهش از 27/0 تا 53/4 با میانگین 45/1 متغیر است که مقدار این شاخصها برای اکثر نمونهها بیشتر از یک بدست آمد. برای ایمن بودن منطقه این کمیت باید کمتر از یک باشد که نتایج این پژوهش نشان میدهد از نظر میزان پرتوهای گاما منطقه ایمن نمیباشد.
https://jrnt.guilan.ac.ir/article_2570_75987aa01dc99cd8bc810477f52a75d3.pdf
2017-06-22
1
11
سنگ آذرین
پرتوزایی طبیعی
ELCR
AGDE
رضا
پورایمانی
r-pourimani@araku.ac.ir
1
عضو هیئت علمی دانشگاه اراک
LEAD_AUTHOR
سید محسن
مرتضوی شاهرودی
bijan.arak@gmail.com
2
دانشگاه اراک
AUTHOR
راحله
قهری
rahele.ghahri@gmail.com
3
دانشگاه اراک
AUTHOR
ORIGINAL_ARTICLE
محاسبه و آنالیز حساسیت پارامترهای ترموهیدرولیکی محفظه ایمنی ساختمان راکتور نیروگاه هسته ای بوشهر در اثر حادثه از دست دادن خنک کننده مدار اصلی
محاسبه و آنالیز حساسیت پارامترهای ترموهیدرولیکی محفظه ایمنی ساختمان راکتور نیروگاه هسته ای بوشهر در اثر حادثه از دست دادن خنک کننده مدار اصلی بررسی رفتار فشار هوای درون محفظه ایمنی ساختمان راکتور (کانتینمنت) در اثر حادثه LOCA و حساسیت آن نسبت به دمای داخل و بیرون محفظه ایمنی راکتور از جمله موارد حائز اهمیت در طراحی سیستمهای ایمنی میباشد. در این پژوهش معادلات حاکم بر پدیدههای مختلف درون محفظه ایمنی راکتور پس از وقوع حادثه مذکور با استفاده از برنامه VisualBasic مدلسازی شده است.در ادامه نتایج حاصل از مدلسازی و حساسیت فشار و دمای درون محفظه ایمنی راکتور نیروگاه هسته ای بوشهر مورد بررسی قرارگرفته است، که نشان دهنده ناچیز بودن اثرات تغییر دمای هوای درون و بیرون محفظه ایمنی راکتور بر روی فشار و دمای مخلوط هوا و سیال انتقالی از مدار اولیه ناشی از حادثه میباشد. بررسی رفتار فشار هوای درون محفظه ایمنی ساختمان راکتور (کانتینمنت) در اثر حادثه LOCA و حساسیت آن نسبت به دمای داخل و بیرون محفظه ایمنی راکتور از جمله موارد حائز اهمیت در طراحی سیستمهای ایمنی میباشد. در این پژوهش معادلات حاکم بر پدیدههای مختلف درون محفظه ایمنی راکتور پس از وقوع حادثه مذکور با استفاده از برنامه VisualBasic مدلسازی شده است.در ادامه نتایج حاصل از مدلسازی و حساسیت فشار و دمای درون محفظه ایمنی راکتور نیروگاه هسته ای بوشهر مورد بررسی قرارگرفته است، که نشان دهنده ناچیز بودن اثرات تغییر دمای هوای درون و بیرون محفظه ایمنی راکتور بر روی فشار و دمای مخلوط هوا و سیال انتقالی از مدار اولیه ناشی از حادثه میباشد. واژه های کلیدی: آنالیز حساسیت، محفظه ایمنی ساختمان راکتور ، نرمافزارVisualBasic، حادثهLOCA
https://jrnt.guilan.ac.ir/article_2572_3b980622a6dbdeff6ef7a6c1aeb1f5c4.pdf
2017-06-22
12
18
آنالیز حساسیت
محفظه ایمنی ساختمان راکتور
نرمافزارVisualBasic
حادثهLOCA
عارف الدین
زرنوشه فراهانی
aref.farahani@iran.ir
1
کارشناس طرح های تحقیقاتی-
LEAD_AUTHOR
ORIGINAL_ARTICLE
کاربرد نانو سیال آلومینا به عنوان خنک کننده در راکتور هسته ای آب سبک در فشارفوق بحرانی (HPLWR)
هدف از این تحقیق، بررسی رفتار ترموهیدرولیکی نانوسیالات آلومینا به عنوان خنک کننده در بسته سو خت رآکتور HPLWR می باشد. راکتورهای آب سبک با بازده بالا (HPLWR) یکی از انواع راکتورهای آب سبک در فشارفوق بحرانی(SCWR) می باشد که توسط اتحادیه اروپا مورد مطالعه و طراحی قرار گرفته است. این نوع راکتور نسبت به سایر راکتورها دارای تکنولوژی ساده تر ، بازده بالا و دبی سیال خنک کننده کمتر می باشد. هیچ گونه جوششی در این نوع راکتور وجود نخواهد داشت. معادلات بقا با بکارگیری روش حجم محدود جداسازی شده و دستگاه معادلات جبری غیر خطی بدست آمده توسط روشهای عددی حل شده اند. نتایج بدست آمده از بررسی غلظت های مختلف نانوذره آلومینا در خنک کننده و کندکننده با نتایج سیال آب مقایسه شده است. نتایج اولیه نشان دادند در غلظت های پایین (کمتر از 1/0 درصد کسر حجمی) استفاده از نانوسیال آلومینا به عنوان خنک کننده در قلب رآکتور HPLWR از سایر غلظت های مورد بررسی مناسب تر می باشد.
https://jrnt.guilan.ac.ir/article_2571_c8550f449de282de7017a9152554ab22.pdf
2017-06-22
20
27
نانوسیال
آنالیز ترموهیدرولیکی
فشار فوق بحرانی
سامان
تشکر
saman.tashakor@yahoo.com
1
هیات علمی
LEAD_AUTHOR
ORIGINAL_ARTICLE
محاسبه تغییرات دما، آکتینیدها و محصولات شکافت به روش مونت کارلو در راستای شعاعی قرص سوخت VVER-1000
ارزیابی نیروگاه های هسته ای از نقطه نظر ایمنی و صرفه اقتصادی نیازمند آگاهی از چگونگی رفتار سوخت در شرایط متفاوت می باشد. بررسی وضعیت ناحیه حاشیه ای قرص های سوخت هسته ای به دلیل آزادسازی بیش از اندازه گازهای حاصل از شکافت، کاهش ضریب هدایتی و مصرف بالای سوخت در این ناحیه در مقایسه با نواحی داخلی قرص سوخت از اهمیت زیادی برخوردار می باشد. به دلیل اهمیت رفتار سوخت در مصارف بالای سوخت، در این مقاله، کمیت های متفاوتی مانند توزیع محصولات شکافت، مصرف سوخت و دانسیته اتمی آکتینیدها و اختلافشان در راستای شعاعی قرص با افزایش مصرف سوخت و سایر عوامل مانند دما و دانسیته توان در یک قرص سوخت راکتور VVER-1000 در شرایط کارکرد راکتور توسط کد MCNPX2.7 مطالعه شده است. برای محاسبه توزیع شعاعی دما و تحلیل اثر مصرف سوخت بر روی آن، برنامه ای به زبان FORTRAN نوشته شد، که در آن با استفاده از روابط انتقال حرارت موجود به بررسی رفتار سوخت می پردازد. نتایج حاصل، توانایی انجام محاسبات شعاعی با مدل ارائه شده در MCNPX2.7 و برنامه ی مذکور را نشان می دهد.
https://jrnt.guilan.ac.ir/article_2573_378e9f3093ea7973cbef732f54dffb1a.pdf
2017-06-22
28
38
توزیع شعاعی مصرف سوخت
FORTRAN
کد MCNPX
راکتور VVER-1000
مهدی
امیری
mah.amiri@mail.sbu.ac.ir
1
دانشگاه شهید بهشتی
LEAD_AUTHOR
محمد حسین
شریفیان دوایی
mo.sharifian@mail.sbu.ac.ir
2
دانشگاه شهید بهشتی، دانشکده مهندسی هسته ای
AUTHOR
علی
ضاحیان
a.zahian@mail.sbu.ac.ir
3
دانشگاه شهید بهشتی، دانشکده مهندسی هسته ای
AUTHOR
ORIGINAL_ARTICLE
مروری بر برخی کاربردهای پرتوهای یونیزان در تصفیه آب، پساب و لجن فاضلاب در مقیاس صنعتی
با صنعتی شدن کشورها و افزایش غلظت آلایندههای مختلف در محیط زیست، توسعه فنآوریهای جدید بهخصوص فنآوری هستهای مانند روش پرتودهی یونساز برای حذف آلایندههای زیست محیطی مطرح شده است. در توسعه روشهای جدید باید هر دو شرایط مقدور به صرفه بودن و سازگاری آن با محیط زیست مورد توجه باشد. از پرتوهای یونساز، پرتو گاما و بیم الکترون امکان استفاده برای حذف آلاینده و تصفیه آب، پساب و لجن فاضلاب را دارد. کاربرد پرتو بیم الکترون برای تصفیه و گندزدایی آب یا پساب در مقیاس صنعتی بهدلایل مزایای آن از قبیل تولید مقادیر زیاد رادیکالهای آزاد در واحد زمان، کاهش دز و هزینه پرتوتابی، عدم وجود هزینههای تعویض منبع رادیوایزوتوبی گاما و کاهش فعالیت سالانه آن، نبود منبع رادیواکتیو، کنترل راحت در موارد اضطراری، تعمیر، نگهداری و خاموش و روشن کردن آنی بر پرتو گاما ترجیح داده میشود. اکثر تحقیقات آزمایشگاهی پرتوهای یونساز، بهدلیل سهولت انجام با استفاده از پرتو گاما مخصوصاً چشمه کبالت -60 انجام میشود. در دنیا کاربرد پرتوهای یونساز در مقیاس صنعتی در سالهای اخیر روند رو به رشدی داشته است. با ساخت و بهرهبرداری از تصفیهخانهها در ایران، ظرفیت تولید لجن و فاضلاب و ضرورت استفاده ایمن از آنها به عنوان کود یا منابع آب در کشت محصولات کشاورزی افزایش یافته است. از سوی دیگر، با اجرای برنامه جامع اقدام مشترک (برجام) با کشورهای پیشرو، زمینهسازی برای انجام تحقیقات و طراحی و ساخت سامانههای پرتودهی برای گندزدایی لجن و فاضلاب به صورت صنعتی، امری اجتنابناپذیر میباشد.
https://jrnt.guilan.ac.ir/article_2574_15d5a83d835bea9fe94250610c0558b0.pdf
2017-06-22
39
51
آلایندههای زیست محیطی
پرتوهای یونساز
سامانههای پرتودهی
فنآوری هستهای
بهنام
عسگری لجایر
asgarihemayat@gmail.com
1
گروه علوم و مهندسی خاک، دانشکده کشاورزی، دانشگاه تبریز
LEAD_AUTHOR
نصرت اله
نجفی
nanajafi@yahoo.com
2
گروه علوم و مهندسی خاک، دانشکده کشاورزی، دانشگاه تبریز
AUTHOR
ابراهیم
مقیسه
emoghiseh@gmail.com
3
پژوهشکده کشاورزی هسته ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته ای، سازمان انرژی اتمی ایران، کرج، ایران
AUTHOR
ORIGINAL_ARTICLE
دزسنجی یک چشمه رادیوایزوتوپی نوترون توسط دزیمترهای ترمولومینسانس (TLD-600/700)
نوترونها کاربردهای زیادی در زمینههای مختلف مانند صنعت و پزشکی دارند. در تاسیسات هسته ای و به ویژه در تولید برق نیز با این گونه پرتوها مواجهیم. به همین دلیل دزسنجی نوترون برای حفظ سلامتی کارکنان و بیماران در معرض این پرتو، مسئلهی بسیار مهم و حیاتی است. چشمههای رادیوایزوتوپی نوترون علاوه بر نوترون، پرتو گاما نیز تولید میکنند و میدانهای نوترونی اطراف این چشمه ها، میدانهای مختلط نوترون-گاما هستند. از روشهای دزیمتری میدان نوترونی میتوان به روش فعالسازی فویل طلا و روش استفاده از یک زوج دزیمتر ترمولومینسانس اشاره کرد. یکی از راههای موثر دزیمتری نوترون، استفاده از زوج دزیمتر ترمولومینسانس TLD-600/700 است. TLD-600 به علت غنی بودن از Li6 (که دارای سطح مقطع جذب نوترون حرارتی بالایی است) به نوترون حرارتی حساس است اما TLD-700 در شارهای پایین حساسیتی به نوترون حرارتی ندارد. در این مقاله به منظور اندازهگیری میزان دز نوترونی حاصل از چشمهی نوترونی Ra-Be موجود در آزمایشگاه هستهای دانشکدهی علومپایه دانشگاه گیلان، از 6 زوج دزیمتر TLD-600/700 در سه فاصلهی 7، 14 و 20 سانتی متری از چشمه استفاده شد. سرانجام با محاسبه ی دز نوترونی به کمک شار چشمه و برآورد ضریب کالیبراسیون، میزان دز اندازه گیری شده توسط TLDها تعیین و با مقدار دز محاسبه شده مقایسه شد.
https://jrnt.guilan.ac.ir/article_2569_7dbad933d339e873612a9a966d9e4ab7.pdf
2017-06-22
52
64
واژههای کلیدی: چشمه نوترونی
دزیمتر ترمولومینسانس
دزیمتری نوترون
میدان آمیخته نوترون-گاما
سپیده
غلامی
artimanrasht@gmail.com
1
گروه فیزیک، دانشکده علوم پابه، دانشگاه گیلان، رشت، ایران
LEAD_AUTHOR
علیرضا
صدرممتاز
sadremomtaz@yahoo.com
2
دانشیار
AUTHOR
پیوند
طاهرپرور
p.taherparvar@gmail.com
3
استادیار دانشگاه گیلان
AUTHOR