در این پروژه در ابتدا با کمک کد محاسباتی wims ثوابت گروهی ازجمله ضرایب پخش،سطح مقاطع ماکروسکوپی جذب و سطح مقاطح ماکروسکوپی تولید،سطح مقطع ماکروسکوپی پراکندگی و... را بر حسب توزیع توان ( با استفاده از کد citation ) طی زمان کارکرد راکتور برای هر کدام از مجتمع های سوخت محاسبه شد. سپس با کمک هر کدام از این مجتمع ها وثوابت گروهی، محاسبات پارامتر های نوترونی قلب راکتور و نیز شبیه سازی مصرف سوخت را در طول سیکل اول کاری در زمان های مختلف با کد citation انجام گرفت. و بعد از محاسبه توزیع توان انواع مجتمع های سوخت در قلب و قرار دادن این مقادیر در کارت powerc کد wimsتغییرات چگالی اتمی شش نوع ایزوتوپ مختلف را شامل (235u, 238u,239pu, 240pu, 135xe, 149sm) برای انواع مجتمع های سوخت و در سه حالت بدون اسید بوریک بدون میله کنترل، بدون اسید بوریک وبا میله کنترل ونیز با اسید بوریک وبا میله های کنترل، محاسبه کرده ونمودار های آن بر حسب زمان رسم شد. به منظور شبیه سازی مصرف سوخت از میله های کنترل گروه دهم، میله های ثابت جاذب نوترون و اسید بوریک محلول در خنک کننده (با غلظت های متفاوت) در دمای کاری راکتور استفاده شد؛ سپس این محاسبات را در سیکل دوم با همان سوخت قدیمی انجام دادیم؛ که در نتیجه راکتور تا دو ماه ونیم بعد ازسیکل اول زیر بحرانی شد. اما بدلیل انباشته شدن پاره های شکافت واثرات راکتیویته بعد از 292 روز بار گذاری مجدد را انجام دادیم؛ سپس محاسبات قلب راکتور، در ابتدای سیکل دوم با مجتمع های سوخت جدید تکرار شد. تمامی محاسبات سلولی، قلب، مصرف سوخت ومحاسبات بارگذاری مجدد برای سه حالت مختلف گفته شده انجام و تحلیل شد

از راکتورهای تحقیقاتی به منظور پرتودهی و تست مواد، تولید رادیوایزوتوپ ها و همچنین استخراج یک طیف وسیع از پرتوهای نوترونی استفاده می شود. به منظور پرتودهی موثر مواد جهت تولید رادیوایزوتوپ ها و تست مواد، به شار نوترون حرارتی بالا در مجموعه های پرتودهی نیاز می باشد. در بهینه سازی شار نوترون های حرارتی در تله نوترون یک راکتور تحقیقاتی، این واقعیت که قسمت مرکزی تله نوترون باید محلی برای قرارگیری نمونه ها باشد، همواره مد نظر بوده است. با این فرض آزمون مواد مختلف به عنوان ماده تله نوترون برای بهینه سازی شار حرارتی صورت گرفته است. در اجرای این هدف، استفاده از ابزار محاسباتی (کدها) به عنوان ابزاری کارآمد در طراحی مد نظر قرار گرفته است. در این پروژه مدل راکتور مقیاس mw10 آژانس بین المللی انرژی اتمی با غنای سوخت 20 درصد (تازه و بدون مصرف)، به عنوان راکتور مبنای پژوهش انتخاب شد. همچنین در این پروژه از کندکننده های مختلف در صنعت هسته ای یعنی آب سبک (h_2 o)، آب سنگین (d_2 o)، بریلیوم (be) و گرافیت (gr) در قسمت تله نوترون راکتور تحقیقاتی استفاده شد. سپس با استفاده از کد محاسبات سلولی (wims-d4) ثوابت گروهی به طور جداگانه برای هر یک از مجموعه های سوخت، بازتابنده و تله نوترون با کندکننده های مختلف محاسبه شد. این ثوابت گروهی محاسبه شده، به عنوان ورودی به کد محاسبات قلب (citation) داده شد و در نهایت مقادیر شار نوترونی در سه گروه انرژی و ضریب تکثیر موثر قلب (k_eff) برای هر یک از کندکننده های مختلف بدست آمد. بیشترین شار نوترون حرارتی در منطقه تله نوترون با ماده کندکننده آب سنگین (d_2 o) حاصل می شود و پس از آن گرافیت (gr)، بریلیوم (be)و در نهایت آب سبک (h_2 o) شار نوترون حرارتی بالایی ایجاد می نمایند.

راکتورهای تحقیقاتی نقش بسیارمهمی را در تکنولوژی هسته ای ایفا می کنند. از راکتورهای تحقیقاتی می توان به منظور تولید انواع رادیو ایزوتوپ ها، پرتودهی و آزمایش به ویژه تحقیقات بر روی سوخت های جدید ، در راکتورهای قدرت و تکنولوژی های جدید چرخه سوخت، استخراج طیف وسیعی از پرتوهای نوترونی، آموزش و نیز درمان از طریق جذب نوترونی بورون (bnct) استفاده کرد. دراین پروژه قلب یک راکتور mtr با توان 10mw مدلسازی نوترونی شده ومحاسبات سلولی و قلب آن با بکارگیری کدهای محاسباتی wims وcitation انجام شد. نحوه انتخاب و چینش اجزاء داخل قلب یک راکتور تحقیقاتی باید به گونه ای باشد؛ تا استفاده بهینه از قلب راکتور را ضمن رعایت حدود ایمنی و کاری، فراهم آورد. دراین پروژه پارامترهای نوترونی مهم به لحاظ ایمنی راکتور شامل ضریب تکثیر موثر قلب، توزیع توان و فاکتور قله توان بیشینه، راکتیویته افزوده، ارزش میله های کنترل و نیز حاشیه خاموش سازی راکتور محاسبه و بررسی شد. محاسبات مربوط به مجموعه های کنترل بر حسب سه نوع جاذب متداول در راکتور های تحقیقاتی شامل ag-in-cd، b4c و نیزhf انجام و تحلیل شد.