بررسی و اجرای یک سیستم ابزار دقیق n-16 در راکتور تحقیقاتی تهران

پایان نامه
چکیده

دو موضوع مهم در خصوص مسائل i&c عبارتند از تعدد و تنوع در ابزارهای اندازه گیری. این موضوع به ویژه در راکتورهای هسته ای از اهمیت ویژه ای برخوردار می باشد. در حال حاضر، تکیه راکتور تحقیقاتی تهران عمدتاً بر چهار کانال مستقل اندازه گیری شامل یک اتاقک شکافت، دو اتاقک یونیزاسیون جبران نشده و یک اتاقک یونیزاسیون جبران شده استوار می باشد. در هر یک از این آشکارسازها، نوترون به ذره باردار دیگری تبدیل و با ایجاد یونیزاسیون، آشکارسازی گشته و متعاقباً قدرت راکتور از شدت جریان حاصله تعیین می گردد. برای رعایت دو اصل یادشده در فوق، و نیز بالا بردن درجه اعتماد روی تخمین قدرت راکتور، علاقه بر این است که تعداد کانال های مستقل اندازه گیری قدرت راکتور افزایش یابد. علاوه بر این، برای رعایت اصل تنوع، انتظار می رود که از اصول دیگری غیر از اصول به کار رفته در چهار کانال اصلی راکتور نیز استفاده شود. به همین منظور، اندازه گیری شدت عنصر رادیواکتیو 16n به عنوان یکی از ابزارهای اندازه گیری قدرت می تواند مدنظر قرار بگیرد. اندازه گیری مقدار دقیق قدرت راکتور، در مبحث ایمنی راکتور از اهمیت زیادی برخوردار است. همچنین این موضوع برای استفاده کاربران راکتورهای تحقیقاتی جهت انجام آزمایش های مختلف مورد نیاز است. از این رو، روش های مختلفی جهت اندازه گیری قدرت راکتور وجود دارد. در اثر برهم کنش نوترون سریع با اکسیژن موجود در آب خنک کننده راکتور، ایزوتوپ پرتوزای 16n تولید می گردد که این ایزوتوپ دو پرتوی گاما با انرژی های 6/13 و 7/1 مگاالکترون ولت گسیل می کند که گامای 6/13 آن به دلیل فراوانی (و ناچیز بودن گامای 7/1) مورد بررسی قرار می-گیرد. لذا در این کار به بررسـی اندازه گیری قدرت توسط گامای 16nبا بهره گیری از یک آشکارساز یدورسدیم و 10 عدد آشکارساز گایگر-مولر به طور مجزا پرداختیم. در ابتدا، طیف گیری های متعددی توسط آشکارساز سوسوزن 2 اینچی یدورسدیم و دستگاه تحلیلگر چندکاناله در قدرت های مختلف به منظور بررسی جابجایی های فوتوپیک ها در اثر تغییرات قدرت و بررسی رفتار خطی بین قدرت راکتور و شمارش گامای 16n صورت گرفت. در پایان، پنجره مناسبـی با استفاده از یک تحلیلگر تک کانالی برای شمارش گامای 16n تعیین شد و پس از کالیبره کردن، این سیستم به عنوان یکی از سیستم های اندازه گیری قدرت راکتور به کار گرفته شد. در مرحله بعد، از 10 عدد شمارنده گایگر-مولر برای آشکارسازی پرتوهای گاما استفاده شد. این شمارنده ها با حفاظ های مختلف، در فواصل مختلف مورد آزمایش قرار گرفته و در پایان ساختار مناسب برای حفاظ ها و نیز فاصله ای مناسب برای آنها پیدا شد. پس از کالیبره نمودن، این سیستم به عنوان یکی از سیستم های نمایشگر قدرت راکتور مورد استفاده قرار گرفت.

منابع مشابه

ارتقاء ایمنی راکتور تحقیقاتی تهران با سیستم خاموشی دوم

مقوله­‌ی ایمنی و دسته­‌بندی مرتبط با آن، از مسائل مهم در همه‌­ی زمینه‌­های صنعت هسته‌­ای، و به­‌ویژه راکتورهای هسته­‌ای است. از جمله مهم‌ترین جنبه­‌ی ایمنی در راکتورهای هسته‌­ای، وجود سیستم­‌های خاموشی است که هر راکتور حداقل یکی از آن‌ها را دارد. یکی از قابلیت‌­هایی که می‌­تواند ایمنی یک راکتور هسته‌­ای را بالا ببرد اضافه کردن یک سیستم خاموشی دیگر به آن است. برای انجام هر تغییری مثل طراحی و جا ...

متن کامل

بررسی آثار زیست‌شناختی خروج مواد رادیواکتیو از راکتور تحقیقاتی تهران بعد از وقوع یک حادثه فرضی

The nuclear reactors in normal or accidental operation due to error in safety system or natural hazards disperse radioactive material on the around public. Assessment of the Relative Risk (RR) and Probability Caution (PC) for personal and population around the reactor sites is essential for the reactor safety and environmental protection. It has been assumed radioactivity release from the 5 MW ...

متن کامل

طراحی مفهومی قلب یک راکتور تحقیقاتی، با قدرت 10mw مشابه راکتور تحقیقاتی تهران

راکتورهای تحقیقاتی در مقایسه با راکتورهای قدرت، کوچک می باشند. آنها از راکتورهای قدرت ساده تر بوده و در دماهای پایین تر کار می کنند. این راکتورها دارای کاربردهای فراوان در زمینه های متعددی نظیر تولید رادیوداروها و انجام آزمایشات تحقیقاتی گوناگون می باشند. در این پایان نامه ابتدا، راکتور تحقیقاتی تهران معرفی گردیده و سپس، به محاسبه پارامترهای عمده طراحی قلب یک راکتور تحقیقاتیmw 10 شبیه راکتور ...

15 صفحه اول

بررسی نشت پودر مولیبدن از راکتور تحقیقاتی تهران در اثر اشتباه فرضی نیروی انسانی

The assessment of the absorbed doses around the nuclear reactors in normal operation and emergency condition is urgent for nuclear reactors safety. In this study the total effective dose equivalent (TEDE) for public and personnel for active molybdenum powder discharge from the 5 MW Tehran Research Reactor (TRR) due to human error using HOTSPOT 2.07 health physics code was evaluated. It was assu...

متن کامل

منابع من

با ذخیره ی این منبع در منابع من، دسترسی به آن را برای استفاده های بعدی آسان تر کنید

ذخیره در منابع من قبلا به منابع من ذحیره شده

{@ msg_add @}


نوع سند: پایان نامه

وزارت علوم، تحقیقات و فناوری - دانشگاه سیستان و بلوچستان - دانشکده علوم

میزبانی شده توسط پلتفرم ابری doprax.com

copyright © 2015-2023