مطالعه حاضر با هدف تعیین میزان غلظت ذرات آلاینده معلق در هوای دشت موک فیروزآباد انجام گردید. این فعالیت در یک دوره زمانی یک و نیم ساله از فروردین 87 تا شهریور 88 انجام گرفت. ابتدا با یک دستگاه نمونه بردار با حجم زیاد در چهار جهت اصلی و در فواصل مختلف از چشمه آلاینده نمونه گیری از هوای منطقه صورت گرفت و سپس با دستگاه نمونه بردار با حجم کم برای یک بازه زمانی 10 ماهه کار نمونه برداری از هوای منطقه انجام شد. در نهایت با توجه به نتایج غلظت های بدست آمده برای ذرات آلاینده معلق و مقایسه با مقادیر استاندارد وضعیت آلودگی هوای دشت موک فیروزآباد مورد آنالیز قرار گرفت. فیلترهای بدست آمده نیز برای آنالیز به روش فعالسازی نوترونی به رآکتور مینیاتوری اصفهان (mnsr) ارسال شد. پس از آنالیز نوترونی عناصر ca، v، mn، mg، na، al، ti در نمونه ها مورد شناسایی قرار گرفت. نتایج آنالیز فعالسازی نوترونی نشان می دهد که غلظت عناصر ca، v، mn، mg، na، al، ti به ترتیب برابر با 19.09، 0.1656، 0.10787، 6.67، 10.35، 8.74 و 0.575 میکرو گرم بر متر مکعب می باشد. همچنین با استفاده از نرم افزار calpuff نحوه پراکندگی آلاینده های هوا در دشت موک فیروزآباد برای یک بازه زمانی یک ساله با توجه به داده های آب و هوایی منطقه مورد مطالعه که از اداره هواشناسی شیراز بدست آمد و نیز داده های مربوط به میزان گسیل آلاینده ها از دودکش های کارخانه که از محیط زیست کارخانه جمع آوری شده بود، مدل شده است. یافته ها نشان می دهد که میزان ذرات معلق هوای دشت موک فیروزآباد در بازه زمانی مورد مطالعه کمتر از حد استاندارد ملی اسـت. میـانگین کـل ذرات معلق هوا در 10 ماه 85.62 میکروگرم برمترمکعب میباشد. میانگین غلظت ذرات معلق هوا در ماههای مهر، آبان، آذر، دی، بهمن، اسفند، فروردین-اردیبهشت، خرداد و مرداد به ترتیب 106 ، 26 ، 59 ،97،31، 84، 232، 80، 140 میکروگرم بر متر مکعب بوده است. بیشترین غلظت مربوط به مرداد ماه با مقدار 140 میکروگرم بر متر مکعب و کمترین غلظت ثبت شده در ناحیه مورد مطالعه مربوط به آبان ماه با مقدار 26 میکروگرم بر متر مکعب بوده است.

در یک راکتور تحقیقاتی، پرتوهایی نظیر نوترون های حرارتی، پرتوهای گاما ساطع می گردد. با توجه به فاکتور کیفیت بالای نوترون های حرارتی، پایش آن در اطراف راکتور ضروری به نظر می رسد. هدف از این تحقیق پایش پرتوهای نوترون در سالن راکتور تحقیقاتی hwzpr مرکز تحقیقات و تولید سوخت هسته ای اصفهان با استفاده شبیه سازی مونت کارلو و مقایسه آن با خوانش آشکارسازهای bf3 موجود در سالن راکتور می باشد. در این تحقیق از کدmcnp4c برای شبیه سازی راکتور و پایش نوترون استفاده شد. پس از شبیه سازی راکتور، کد توسط فاکتورهای keff، ارتفاع بحرانی آب، ? ، شار محوری و شعاعی و نسبت کادمیوم اعتبارسنجی شد. سپس توسط کد دز در نقاط قرارگیری آشکارسازهای bf3 محاسبه گردید و با نتایج حاصل از خوانش آشکارسازها مقایسه گردید.خطای نتایج محاسبات حاصل از کد با خوانش آشکارسازها بین %3 تا %13 برآورد گردید، توصیه می گردد برای جلوگیری از افزایش خطا، آشکارسازها به طور دوره ای کالیبره گردند. همچنین با توجه به دزهای محاسبه شده در توانهای متفاوت اکیدا توصیه می گردد که افراد در هنگام روشن بودن راکتور داخل سالن راکتور نشوند.

کد mcnp4c که بر اساس تقریب احتمالات بنا شده است، برای مدل کردن پیکربندی سه بعدی قلب راکتور آب سنگین صفر قدرت اصفهان به کار گرفته شد. در این محاسبات ابتدا کلیه اجزای قلب نظیر میله های سوخت، کندکننده آب سنگین و بازتابنده گرافیتی با استفاه از کد mcnp4c شبیه سازی شد. در شبیه سازی راکتور، برای جلوگیری از پیچیده شدن هندسه، برخی ساده سازی ها انجام گردید. البته این ساده سازی ها در روند محاسبات تأثیری نداشت. بعد از شبیه سازی کل قلب راکتور، محاسبات مرجع برای رسیدن به پارامترهای بنیادی قلب نظیر ضریب تکثیر، نسبت کادمیم، تعداد نوترون های حاصل از هر شکافت، انرژی تولیدی در هر شکافت، توزیع شار نوترونی در راستای شعاعی و محوری، ارزش میله های کنترل و ایمنی و بالاخره توزیع شار نوترونی در راستای شعاعی و محوری در حضور میله های کنترل و ایمنی با استفاده از کد mcnp4c انجام شد. به علت بزرگ بودن هندسه قلب و همچنین تنوع مواد به کار رفته در آن، زمان انجام محاسبات طولانی بود. البته می توان این زمان را با استفاده از سیستم های رایانه ای قدرتمندتر کاهش داد. برای اعتباربخشی محاسبات حاصل از mcnp4c ، نتایج به دست آمده از آن با نتایج تجربی مقایسه گردید. این مقایسه نشان داد که می توان به کمک کد mcnp4c پارامترهای قلب را با دقت کافی محاسبه نمود.

چکیده: در این پروژه با استناد به اطلاعات اماری در رابطه با درصد مرگ ومیر بر اثر عوامل سرطانی،انواع سرطان ها و روش های مختلف درمان ،بررسی وبه مزایا و معایب ان پرداخته و عمدتا مطالعات خود را به روش های رایج درمان سرطان متمرکز نموده و در نهایت درمان به روش گیر اندازی نوترون با بور (bnct) را به عنوان یک روش بهینه نسبت به سایر روش ها انتخاب نموده ایم. ازانجاییکه کاربرد روش جراحی در درمان غدد سرطانی به ویژه مغز ، به علت اسیب رسانی به سلول های سالم اطراف تومورها ، خسارات جبران ناپذیری به بار می اورد، از حساسیت خاصی برخوردار است.روش شیمی درمانی نیز غیر از عوارض جانبی ، قادر به درمان کامل غدد سرطانی نیست و اغلب داروهای مورد استفاده دارای سمیت شدید برای بافت های طبیعی بدن هستند و در روش پرتودرمانی نیز سلول های سرطانی و سالم اطراف ان به یک اندازه به تابش واکنش نشان می دهند و موجب ضایعاتی در سلول های سالم می شوند.همچنین سرطان هنگامی که اندازه تومور در حد مجموعه های کوچک سلولی است، با روش های رایج تشخیصی قابل شناسایی نیست و این مجموعه ها در هنگام درمان نادیده گرفته شده و موجب عود مجدد بیماری می شوند. لذا به معرفی روش درمانی گیراندازی نوترون با بور ، به عنوان روش انتخاب غدد سرطان مورد نظر، بدون اسیب به بافت های سالم اطراف و نقش تجمع بور- 10و تاثیر باریکه های نوترون های حرارتی ، فوق حرارتی و سریع در پرتوافکنی هدف و به دنبال ان روش های مختلف تولید رادیونوکلئیدها،نحوه انتقال داروها یا عوامل حامل و ازاد کننده بور با استفاده از فناوری نانو و توزیع زیستی ان در بافت مغز پرداخته و به موازات ان،شار نوترون ها را در محدوده های مختلف انرژی با استفاده از کد mcnp در zpr مرکز اصفهان محاسبه نموده و مناسب بودن شار نوترون بدست امده را با مقدار شار مورد نیاز برای استفاده در bnct مقایسه کرده ایم، تا بستر مناسبی به منظور تحقیق و توسعه این روش و امکانات موجود در کشور،و شرایط مناسب برای کسب تجربیات بالینی و کاربرد ان در درمان بیماران مبتلا به سرطان،همزمان با سایر کشورهای پیشرفته در این زمینه بصورت عملی فراهم شود.

راکتور تحقیقاتی آب سبک زیربحرانی (lwscr) وسیله ای کارا و بسیار ایمن برای انجام آزمایشات فیزیک راکتور و اندازه گیری پارامترهای قلب راکتور است. این راکتور به گونه-ای طراحی گردیده است که ضریب تکثیر موثر نوترون در آن کمتر از یک بوده و هیچگاه بحرانی نمی گردد. همچنین این راکتور با یک چشمه ثابت کار می کند. در این پروژه ابتدا توزیع شار محوری راکتور با دو روش تجربی اندازه گیری شده است. در روش اول از سیستم آشکارسازی با استفاده از آشکارسازی bf3 و در روش دوم از پولک های ایندیم و تابش دهی آن ها در قلب و سپس اندازه گیری پرتوزایی آن ها استفاده گردیده است. توزیع شار محوری علاوه بر دو روش آزمایشگاهی توسط محاسبات و به صورت تئوریک نیز بدست آمده است. در روش تئوریک از کد mcnp که بر اساس روش مونت کارلو کار می کند استفاده گردیده است. با توجه به قابلیت های کد mcnp دقت کافی در تعریف هندسی قلب راکتور که یک شبکه شش ضلعی توپر (مثلثی) است مبذول گردیده و کلیه قسمت های قلب به طور کامل لحاظ گردیده است. قبل از محاسبات توزیع شار، محاسبات ضریب تکثیر بحرانی انجام گردیده؛ نتایج محاسبات با نتایج محاسبات توسط کدهای wims و citation که قبلا انجام گردیده، بسیار نزدیک می باشد. همچنین منحنی تغییرات ضریب تکثیر بر حسب گام راکتور نیز جهت اطمینان از درستی گام انتخاب شده در طراحی اولیه بدست آمده است که حداکثر ضریب تکثیر در گام 7/4 سانتی متر(گام راکتور) حاصل گردید. محاسبات شار محوری با استفاده از ورودی نوشته شده انجام و با نتایج اندازه گیری مقایسه گردید که نتایج از تطابق خوبی برخوردار است.

یکی از موارد مهم در طراحی راکتور های هسته ای، لحاظ کردن فاکتور های ایمنی در آنها می باشد. از جمله مهمترین این فاکتورها، کنترل توان راکتور و خاموش سازی آن در هنگام وقوع حادثه است که میله های کنترل نقش بسیار موثری در این زمینه دارند. باتوجه به پیشرفت روز به روز کدها ی هسته ای، استفاده از کد mcnp به عنوان یک کد پیشرفته باعث هر چه واقعی تر شدن نتایج حاصل از شیبه سازی می شود. در این تحقیق اطلاعات لازم از نیروگاه هسته ای بوشهر جهت انجام شبیه سازی و محاسبات نوترونیک آن با کد mcnp فراهم گردید و با نوشتن و بکارگیری برنامه ای جامع و حل آماری معادله پخش، ارزش انتگرالی و دیفرانسیلی میله های کنترل برای گروه های 10 و 9 در حالتpower hot zero محاسبه گردید و سپس پارامترهای مختلفی از جمله شار حرارتی و شار سریع در حالت hot zero power در سه حالت مختلف: عدم حضور میله های کنترل ((clean core، قرار گرفتن گروه 10 و همچنین قرار گرفتن کل گروه میله های کنترل در قلب مورد محاسبه قرار گرفت و سرانجام اثر سایه اندازی برای برخی گروه های میله های کنترل بررسی شد.

هدف از تحقیق حاضر مقایسه زمان واماندگی و پارامترهای بیومکانیکی در پروتکل های درمانده ساز با شدت های مختلف در پسران جوان فعال بود به همین منظور تعداد 31 نفر از دانشجویان رشته تربیت بدنی فعال از دانشگاه محقق با میانگین( سن71/.±12/20 سال، وزن47/6±61/65 کیلوگرم، قد26/4±80/172 سانتی متر، حداکثر اکسیژن مصرفی 7/3±21/61 میلی لیتر/کیلوگرم/دقیقه، شاخص توده بدنی 60/1±96/21، چربی20/2±86/13%) به صورت داوطلب انتخاب شدند. با استفاده از آزمون بروس حداکثر ضربان قلب آزمودنی ها مشخص شد و در چهار پروتکل مختلف دویدن در درصدهای 90،80،70و100ضربان قلب بر روی نوارگردان تا حد درماندگی دویدند بعد از هر پروتکل حداکثر زمان دویدن، مسافت و سرعت برای محاسبه برون ده کاری، برون ده توانی، هزینه انرژی و اکسیژن مصرفی انجام شده ثبت شد. برای تجزیه و تحلیل داده ها از روش آماری anova با اندازه گیری های مکرر و آزمون تعقیبی بونفرونی استفاده شد. نتایج نشان داد که بین برون ده کاری، برون ده توانی، هزینه انرژی، اکسیژن مصرفی، مسافت طی شده و زمان دویدن در شدت های مختلف دویدن90،80،70 و 100 درصد ضربان قلب حداکثر تا نقطه درماندگی اختلاف معنی دار وجود دارد و اندازه اثر در سطح خیلی بالایی مشاهده شد (001/0?p ، 999/.= es) و با افزایش 10 درصدی شدت فعالیت از 70 به 80 درصد(کاهش 48 درصدی در حجم زمان دویدن، حجم کار انجام شده و مسافت طی شده، افزایش 14 درصدی در سرعت دویدن، افزایش 12 درصدی در برون ده توانی و اکسیژن مصرفی و کاهش 45 درصدی در هزینه کل انرژی) اتفاق می افتد و با افزایش 20 درصدی شدت تمرین از 70 به 90 درصد(کاهش 80 درصدی حجم زمان دویدن، کاهش 73 درصدی در حجم کار انجام شده و مسافت طی شده، افزایش 33 درصدی در سرعت دویدن، افزایش 36 درصدی در برون ده توانی، افزایش 29 درصدی در اکسیژن مصرفی و کاهش 74 درصدی در هزینه کل انرژی) اتفاق می افتد و با افزایش 30 درصدی شدت تمرین از 70 به 100 درصد(کاهش 96 درصدی حجم زمان دویدن، کاهش 94 درصدی در حجم کار انجام شده و مسافت طی شده، افزایش 56 درصدی در سرعت دویدن، افزایش 46 درصدی در برون ده توانی، افزایش 50 درصدی در اکسیژن مصرفی و کاهش 94 درصدی در هزینه کل انرژی) اتفاق می افتد. از این رو 92 درصد تغییرات در برون ده کاری، برون ده توانی، هزینه انرژی و اکسیژن مصرفی در پروتکل های مختلف دویدن به شدت تمرینی مرتبط می باشد.

از آنجایی که راکتور یکی از زایاترین منابع تولید نوترون است، لذا لازم است که همیشه برای حفظ سلامت نه تنها افراد بلکه محیط از نظر میزان دز نوترون تحت کنترل باشد. در این پایان نامه بنا به اهمیت موضوع، ما روی میزان دز نوترون در اطراف راکتور صفر قدرت اصفهان مطالعه و اندازه گیری انجام داده ایم تا از سلامت افرادی که در آنجا کار می کنند مطمین شویم.

کد ترابرد mcnp یکی از مشهورترین کدهای محاسباتی به روش مونت کارلو برای شبیه سازی فرآیندهای هسته ای است. از کاربردهای این کد می توان حفاظت از پرتو و دزسنجی، رادیوگرافی، فیزیک پزشکی، بررسی و طراحی آشکارساز، طراحی راکتور گداخت و شکافت و بسیاری موارد دیگر را نام برد. این کد، دارای رابط کاربری گرافیکی نیست و بنابراین تلاش هایی برای ایجاد واسط کاربری گرافیکی برای آن شده است تا استفاده از آن را کارآمدتر کند. کد mcnp و رابط های کاربری گرافیکی مربوط به آن، یک فناوری کنترل شده است و جمهوری اسلامی ایران در فهرست کشورهای تحریم شده قرار دارد. از این رو دسترسی به این کد محاسبه گر به ویژه جدیدترین نسخه آن که مشکل های موجود در نسخه های قبلی نیز در آن برطرف شده است، برای متخصصین هسته ای کشورمان بسیار مشکل شده است. در این پایان نامه، رابط کاربری گرافیکی mcnp5 visual mode معرفی می شود و با استفاده از آن، برای چند چشمه پرتوزا، محاسبه های دزسنجی و تعیین ضخامت حفاظ مناسب انجام خواهد شد.

آئین حج از مهمترین ارکان دین مبین اسلام در حوزه عبادات می باشد که در قرآن و روایات مورد تأکید فراوان قرار گرفته است. حج به عنوان یک امر عبادی شامل مجموعه ای از معارف الهی بوده که همه فرشتگان، انبیاء الهی و پیامبر خاتم (ص) آن را با عظمت و شکوه بسیار انجام داده اند اما حج در سیر تطور در طول تاریخ دستخوش تحریفات و اختلافاتی گشت که چهره واقعی آن را مخدوش ساخته بود و با ظهور اسلام بسیاری از آن اختلافات و تحریفات مرتفع گردید. تبین ویژگی های حج و حج گزاری با توجه به انجام مراسم حج قبل از اسلام بسیار ضروری به نظر می رسد. این پژوهش بر مبنای تطبیق و به روش کتابخانه ای و با استفاده از فیش برداری نگارش شده است. این پژوهش در چهار فصل تدوین شده است؛ نگارنده در فصل اول که شامل کلیات و مفاهیم در دو بخش است بخش اول: به بیان مسأله، اهداف پژوهش و سوالات پرداخته و به پیشینه نظری تحقیق اشاره کرده است. وی در بخش دوم مفاهیم و اصطلاحات کاربردی را بررسی نموده و تبیین کرده است. در فصل دوم به پیشینه تاریخی حج در میان انبیاء الهی پرداخته و آن را در سایر ادیان الهی بررسی نموده است. در فصل سوم فلسفه حج و علل تشریع آن مورد بررسی قرار داده و ابعاد گوناگون آن را از جنبه های اقتصادی، سیاسی، فرهنگی و اخلاقی بیان کرده است و در فصل چهارم با عنوان بررسی تطبیقی بعد از واکاوی مناسک حج در عصر اسلامی و در عصر جاهلی بر اساس آیات، تفاسیر و روایات و تاریخ؛ وجه تمایز و اشتراک مناسک و نحوه انجام آن در هر دو دوره را بررسی و تطبیق نموده است و از تأثیرات نحوه ادای مناسک در هر دوره مطالبی را بیان کرده و در خاتمه نتیجه گیری نموده است.