ازآنجا که براساس قوانین آژانس بین المللی انرژی اتمی قرار براین شده است که سوخت رآکتورهای هسته ای تحقیقاتی از مقدار غنی بودن حدود 90 درصد (heu) به حدود 20 درصد (leu) تقلیل یابد، تجدید نظر کلی در گزارش های تحلیلی ایمنی این راکتورها تحت شرایط جدید ضروری گردیده است . درطی چندسال گذشته مطالعات گسترده ای درزمینه های مختلف تغییرات فیزیکی، ترموهیدرولیکی و ایمنی این راکتور درارتباط با این تغییر غنای سوخت انجام شده است . چون کشور مانیز دارای رآکتور تحقیقاتی 5 مگاوات حرارتی از نوع استخری است و غنای آن 90 درصد و باید به 20 درصد تقلیل یابد، پی بردن به مدلهای محاسباتی و احتمالا توسعه بعضی از این مدلها درارتباط با محاسبات فیزیکی، ترموهیدرولیکی و ایمنی این نوع راکتورها تحت شرایط جدید می تواند کمک شایانی به نحوه برخورد جهت تغییرات لازم درارتباط بااین رآکتور تحقیقاتی گردد. دراین پروژه قسمتی از مسائل ایمنی مورد نیاز برای این تغییر شرایط مورد بررسی قرار گرفته است . ابتدا کلیاتی از حوادث رآکتورهای تحقیقاتی که طی بیش از 30 سال گذشته اتفاق افتاده مورد بررسی قرار گرفته است . سپس برای محاسبه source term مربوط به حوادث فرضی رآکتورهای هسته ای تحقیقاتی با قدرت 5 و 10 مگا وات حرارتی ابتدا بااستفاده از کد کامپیوتری origen به منظور محاسبه محصولات شکافت در قلب رآکتور در زمان حادثه و از کدهای wims و leopard به منظور آماده کردن ورودیهای کد origen و همچنین محاسبه بعضی از پارامترهای لازم برای بررسی حوادث رآکتورهای بهره گرفته شده است . آنگاه به طور اختصار کدهای مذکور معرفی شده و همچنین روشها، مدلها و محدودیتهای بکار برده شده در کدهای فوق مورد بررسی قرار گرفته است . درادامه کار به معرفی کد کامپیوتری نوشته شده disp پرداخته شده که برای بررسی اثرات زیست محیطی ناشی از آزاد شدن مواد رادیواکتیو مربوط به حوادث فرضی فوق می باشد. این کد، رفتار محصولات شکافت را در داخل و خارج راکتور بررسی می کند و قادر به محاسبه غلظت 54 رادیونوکلئید در هوا و زمین و همچنین دزهای مربوط به آنها به چهار عضو بدن در داخل و خارج راکتور در کلیه جهات و هرفاصله مکانی و زمانی دلخواه به ازای انواع شرایط کار سیستم های ایمنی و انواع شرایط جوی می باشد. آنگاه محاسبات و نتایج حاصل از اجرای کدهای rigen , leopard , wims در رابطه باموجودی قلب رآکتورهای 5mw و 10mv در غنای 20 درصد (leu) و 90درصد (heu) آورده شده است . همچنین سه کد مذکور برای تولید عناصر مشترک در زمانهای مختلف مورد بررسی قرار گرفته و حساسیت نتایج کد origen به بعضی از پارامترهای ورودی مهم مورد ارزیابی واقع شده است . سپس حوادث فرضی مورد نظر و نتایج حاصل از اجرای کد disp ارائه شده و حوادث فرضی که مورد بررسی قرار گرفته اند عبارتند از : ماکزیمم حادثه در زمان شروع کارراکتور، حادثه تزریق راکتیویته پله ای 2 درصد و حادثه ای مشابه ماکزیمم حادثه در راکتور borax . نتایج حاصل از بررسی های مربوط به رفتار محصولات شکافت دررآکتور و محیط زیست که با کمک کد disp انجام شده نیز ارائه گردیده است . همچنین شعاع نواحی انحصاری و کم جمعیت در اطراف 4 راکتور در نظر گرفته شده، مورد ارزیابی قرار گرفته اند.