پایان نامه حاضر به تحلیل و بررسی مرحله شکست و تخلیه الکتریکی در دستگاه پلاسمای کانونی نوع فیلیپوف پرداخته است.در فصل اول این پایان نامه،واکنشهای شکافت و گداخت بررسی شده و سپس از توکامک به عنوان راکتور گداخت و ازدستگاه پلاسمای کانونی به عنوان نمونه ای کوچک از دستگاهی که واکنش گداخت می تواند در آن صورت پذیرد،یاد شده است.مراحل مختلف دستگاه پلاسمای کانونی به طور اجمالی مورد بررسی قرار گرفته و سپس به تبیین کاربردهای دستگاه پلاسمای کانونی پرداخته شده است. در فصل دوم معادلات حرکت الکترونها و یون ها در گاز و مبانی فیزیکی شکست و تخلیه الکتریکی مورد بحث قرار گرفته است.تخلیه الکتریکی مستقل ،شکست کامل میدان،قانون پاشن،شکست عایق،زمان تأخیر در شکست گاز و معادلات پخش یون با استفاده از شرایط فیزیکی مسأله از جمله موارد مطرح شده در این بخش از پایان نامه می باشد.در انتهای بخش نیز از شکلهای مختلف تخلیه الکتریکی در گاز یاد شده است.در فصل سوم مراحل کاری دستگاه پلاسمای کانونی به طور مشروح بررسی شده و معادلات شکست و تخلیه الکتریکی در دستگاه پلاسمای کانونی تحلیل شده است.ساختار جدید میدان و مدل پلاسمای کانونی از جمله کارهای صورت گرفته در این پروژه می باشد و نهایتا" به مکانیزم حاکم بر گاز در دستگاه پلاسمای کانونی پرداخته شده است.و نهایتا"در فصل چهارم ،دستگاه پلاسمای کانونی نوع فیلیپوف دنا و ادوات تشخیصگر آن در ابتدا مورد بررسی قرار گرفته است.سپس به دلایل نوسانات جریان در مرحله شکست پرداخته شده و آنگاه آزمایشات و نتایج حاصل از گازهای هیدروژن،نیون و آرگون در 3 مرحله مختلف از تفاوت فشار،ولتاژ و وزن اتمی مورد بررسی قرار گرفته است و در نهایت ، تأثیر مرحله شکست بر پینچ نهایی بیان گردیده است.

راکتورهای هسته ای از مهمترین منابع پرتوزای مصنوعی هستند. مواد پرتوزا طی فرآیندهای شکافت و واکنش نوترون ها و گاما با عناصر ساختاری راکتور ایجاد می شوند. راکتورهای هسته ای قدرت به گونه ای طراحی شده اند که مواد پرتوزا را محصور کنند و مانع انتقال آن ها به محیط شوند. ولی با این وجود هنگام کار در وضعیت عادی نیروگاه ، مقداری مواد پرتوزا تولید می شود که پس از کنترل های لازم توسط کارگردان نیروگاه بخشی به عنوان پسمان گازی از طریق دودکش نیروگاه به اتمسفر و مقداری نیز به صورت پسمان مایع وارد آب رودخانه یا دریا می شود. راکتور نیروگاه هسته ای بوشهر از نوع آب سبک تحت فشار روسی با توان تولید 3000 mw(t) انرژی گرمایی و1000 mwe انرژی الکتریکی است و انتظار می رود که بزودی مورد بهره برداری قرار بگیرد. هدف از انجام این پژوهش تحت عنوان " ارزیابی دز دریافتی ساکنان اطراف نیروگاه هسته ای بوشهر " بررسی مدل انتشار مواد پرتوزا در اتمسفر و دریا و محاسبه ی دز دریافتی مردم اطراف نیروگاه بوشهر به صورت فردی و جمعی و در نهایت ارزیابی این دز به عنوان نتیجه ای از ایمنی نیروگاه است. برای این منظور از کد کامپیوتری pc-cream استفاده شده که توسط کمیتهی ملی حفاظت در برابر پرتو(nrpb) در انگلیس طراحی و مورد تایید آژانس بین المللی انرژی اتمی می باشد و تمام مسیرهای مختلف پرتوگیری انسان از مواد پرتوزا را شبیه سازی می کند که اساس پخش مواد پرتوزا در این کد مدل انتشار گوسی است. دز جمعی در شعاع 100 km از دودکش نیروگاه و دز فردی برای سه گروه سنی نوزادان تا یک سال، کودکان تا ده سال و بزرگسالان در فواصل مختلف از نیروگاه محاسبه شده.براساس نتایج این پژوهش حداکثر دز فردی دریافتی بزرگسالان ناشی از گازهای پرتوزا در محاسبات ما در جهت sse و میلی سیورت می باشد که در مقایسه با نتیجه ی ارایه شده در psar و محاسبات مرکز مطالعات محیطی نیروگاه که به ترتیب حداکثر مقدار در جهتs و میلی و se و سیورت می باشد از هماهنگی مناسبی برخوردار است و از حدود معین شده توسط نظام ایمنی هسته ای ایران که دز سالیانه ی 0.1 msv را برای مردم عادی اطراف نیروگاه مقرر کرده است پایین تر می باشد. همچنین دز فردی ناشی از رها شدن پسمان مایع به خلیج فارس در نتایج ما برای بزرگسال بدست آمده که با نتایج محاسبات ارایه شده توسط مرکز مطالعات محیطی نیروگاه مقایسه کردیم که از هماهنگی خوبی برخوردار است

نیروگاه هسته‏ای بوشهر یک نیروگاه آب سبک، با طراحی روسی می‏باشد که به منظور تولید 1000mw برق در هجده کیلومتری جنوب بندر‏بوشهر و در ساحل دریای خلیج‏فارس ساخته شده‏است. این نیروگاه مشمول ضوابط و مقررات ویژه‏ی ایمنی هسته ای در کلیه‏ی زمینه‏ها می‏باشد. از این رو تأمین ایمنی این نیروگاه نه تنها از رسیدن آسیب‏های‏جانی وخسارات‏مالی به جامعه جلوگیری می‏کند، بلکه سبب جلب رضایت افکار عمومی شده و ادامه‏ی روند استفاده از این منبع انرژی را در کشور هموارتر می‏سازد. یکی از مهمترین عوامل در تأمین ایمنی، ارزیابی میزان پرتوگیری افراد جامعه می‏باشد. به همین دلیل این پایان نامه جهت ارزیابی دز دریافتی مردم، در صورت بروز حادثه‏ی از دست رفتن خنک کننده (loca) در نیروگاه هسته‏ای بوشهر تدوین شده‏است. در صورت وقوع این حادثه بیشترین مقدار ماده‏ی پرتوزا نسبت به هر حادثه‏ی دیگری وارد محیط خواهد‏شد. کدی که به منظور بررسی و ارزیابی اثرات حادثه در این پروژه مورد استفاده قرار گرفته کد pc-cosyma می‏باشد. این کد، یک برنامه‏ی کامپیوتری است که به منظور ارزیابی اثرات رها‏شدن ‎مواد پرتوزا به جو، درحالت حادثه، در اطراف تجهیزات هسته‏ای مورد استفاده قرار می‏گیرد. در این پایان نامه دز معادل موثر فردی، میزان پرتوگیری تیرویید ، میزان تأثیر هر یک از هسته‏های پرتوزا ومسیرهای پرتوگیری تا‏مدت یک‏روز ویک‏سال پس ازوقوع حادثه درمسافت‏های 60,40,30,20,10,5و80 کیلومتری از نیروگاه، محاسبه ‏شده‏است. همچنین کلیه‏ی موارد مذکور بعلاوه‏ی دز جمعی با در‏نظر گرفتن تأثیر بلع تامدت پنجاه سال پس از وقوع حادثه بدست آمده ‏است. به‏منظور محاسبه‏ی دزجمعی، اطلاعات مربوط به توزیع جمعیت ومحصولات دامی و کشاورزی در فواصل اشاره شده، به ترتیب از مرکز آمار ایران و وزارت جهاد کشاورزی جمع آوری گردیده ‏است. میزان دز دریافتی افراد جامعه به چگونگی رخ دادن حادثه‏ و مدت زمان آن، ارتفاع نشت مواد پرتوزا به محیط، شرایط هواشناسی در هنگام وقوع و فرضیات دیگر در نظر گرفته‏شده بستگی دارد. در صورت وقوع حادثه‏ی ازدست رفتن خنک کننده بدون عملکرد سیستم ایمنی، احتمال اینکه میزان دز دریافتی افرادجامعه در فاصله‏ی پانزده کیلومتری ودر نزدیکی شهر بوشهر برابر ویا بیش از 6.46e-00msv باشد 5% به دست آمده‏است. البته در محاسبات انجام شده با فرضیات گوناگون نتایج مختلفی به دست ‏آمده و در نتیجه، مسافت‏ها و جهت‏هایی که در هنگام وقوع حادثه باید برای آنها تدابیری همچون پناهگیری، تخلیه، وتوزیع قرص یدید پتاسیم در نظرگرفته ‏شود، متفاوت به دست آمده ‏است.

در حال حاضر در عرضه تکنولوژی هسته ای مشکلات اساسی در ارتباط با تولید انرژی هسته ای وجود دارد به نحوی که اهمیت تحقیقات گداخت هسته ای روزبه روز جلوه بیشتری پیدا می کند. عملی ترین روش تولید انرژی از طریق گداخت هسته ای بهره گیری از دستگاه توکامک می باشد. از آنجا که چگالی لازم در توکامک بسیار پایین است ( مرتبه پایینتر از چگالی هوایی که تنفس می کنیم)، بنابراین نیاز به تکنیکهای خلأ مافوق بالا در این دستگاه بسیار ضروری بوده و اهمیت این امر بدانجا می رسد که حتی یک اثر انگشت به جا مانده در روی دیواره های خلأ این دستگاه، خلأ سیستم را کاملا مغدوش خواهد کرد. در اینجا نیز در 2 فصل اول به بررسی وتحلیل سیستمهای خلأ پرداخته ایم.به نظر می رسد که یکی از راههای سوخت رسانی رأکتور گرماهسته ای در آینده و ابزاری به عنوان تخفیف گسیختگیها، تزریق جتهای مافوق صوتی با فشار بالا به داخل پلاسمای توکامک است. در این راستا آزمایشات موفقیت آمیزی بر روی توکامک های diii-d و tore supra انجام شد. تزریق یک جت گازی مافوق صوتی، یک تکنیک جدید سوخت رسانی به داخل توکامک می باشد. این تکنیک برای رآکتورهای آینده پیشنهاد شده است. ایده کلی تزریق یک جت خیلی چگال، که شامل تعداد زیادی از ذرات است، می باشد. بنابراین، علیرغم ذرات پرانرژی فرودی از سمت پلاسما، جت تقریبا خنثی باقی می ماند و ازاینرو قادر به نفوذ عمیق به داخل توکامک است. ازدیگر فواید این تکنیک، اینست که تقریبا به ارزانی دمش گاز بوده (خیلی ارزانتر از روش تزریق قرص)، اما با استفاده از تنها یک نازل، قادر به دستیابی به یک جت خوب همگرا شده با یک سرعت خیلی بالا (مافوق صوتی) خواهیم بود.در توکامک ها مشکل گرمایش تاحدی حل شده، اما مشکل چگالی (معیار لاوسون) هنوز باقی است که با این متد تا حد زیادی مشکل حل می شود.پس بنا به اهمیت این موضوع در 2 فصل آخر این موضوع را مورد بررسی قرار داده ایم.

در این رساله طراحی، ساخت و بهره برداری از دستگاه پلاسمای کانونی امیرکبیر...از نوع مدر ارایه شده است این دستگاه ها به عنوان چشمه های پرقدرت نوترونی، اشعه های ایکس نرم و سخت و باریکه های یونی و الکترونی مطرح می باشند. طراحی مفهومی سیستم بر اساس نظریه سه فازی لی توسط نرم افزار مطلب انجام شده و بهینه سازی مربوط به ابعاد عایق سیستم نیز در برنامه مدلسازی قرار داده شده است. اجزای مکانایکی دستگاه دقیقا بر اساس نتایج طراحی و شبیه سازی ساخته شد. در طراحی سیستم کنترل دستگاه در اثر استفاده از اپتوکوپلرهای مختلف عایق بندی الکتریکی کاملی برقرار شده و برنامه ریزی میکروکنترولر به گونه ای است که پس از فرمان شارژ تمامی فرایند های شارژ خازن، نمونه گیری های پی در پی جهت فهم زمان شارژ کامل ، قطع رله شارژ با استفاده از مدار اپ امپ، فعال سازی کلید فرمان اتش و در نهایت اجرای دستور آتش در راستای هدف بهینه سازی فرایند کنترل و ایمنی سیستم پلاسمای کانونی بصورت خودکار انجام می گیرد. پس از راه اندازی سیستم و نصب اجزای تشخیصی بر روی آن و همچنین دستیابی به پینچ چگال پلاسما، آزمایش های متنوعی بر روی این سیستم انجام شده است. بررسی رفتار سیگنال جریان در فشارهای مختلف گاز کاری و ولتاژهای مختلف اعمال شده بر روی سیستم، تصویر برداری از ناحیه پینچ پلاسما بررسی اثر ابعاد عایق بر کیفیت پینچ اثر همسانگردی لایه جریان پلاسما بر کیفیت پینچ توسط پروب های مغناطیسی شدت اشعه ایکس سخت در فشار های مختلف گاز کاری، بررسی تقارن اشعه ایکس سخت در زاویه فضایی 180 درجه بالای الکترودها از جمله آزمایش های انجام شده بر روی دستگاه برای دستیابی به عملکرد مطمین سیستم بوده است نتایج تجربی حاصله عملکرد مناسب سیستم را خاطر نشان می کنند.

برای مطالعه پلاسما در سیستم های مختلف دستگاه های تشخیصگر مختلفی متناسب با سیستم مورد نظر استفاده می شود. برای مطالعه میدان مغناطیسی حاصل از پلاسما نیاز به سیستمی است که به طور مستقیم با پلاسما در تماس باشد و به سبب سادگی ساختار پروب مغناطیسی استفاده از آن بسیار معمول می باشد. اگر چه تماس مستقیم پروب با پلاسما موجبات ایجاد اختلال در پلاسما فراهم می آورد اما می توان با طراحی و ساخت بهینه این سیستم، اختلال حاصله را تا حد قابل قبولی کاهش داد. در این پایان نامه آزمایشات بر روی دستگاه پلاسما کانونی امیر کبیر صورت گرفته و هدف بررسی سیستم های تشخیصگر پلاسما و مطالعه دینامیک لایه جریان پلاسما و میدان حاصل از آن می باشد. ابتدا با توجه به نوع آزمایشات و سیستم مورد مطالعه یک پروب مغناطیسی با حالت بهینه ممکن طراحر و ساخته شد و پس از محاسبه ضریب کالیبراسیون با استفاده از میدان حاصل از پیچه هلمهولتز و اندازه گیری مشخصات ساختاری پروب، بر روی دستگاه پلاسما کانونی مورد نظر نصب گردید. با استفاده از این پروب مغناطیسی دینامیک لایه جریان پلاسما مورد مطالعه قرار گرفته و میدان مغناطیسی حاصل از پلاسما، سرعت نسبی و ضخامت لایه جریان اندازه گیری شده و بامقاغدیر تیوری مقایسه گردید. در طول آزمایشات پس از فیلتر گذاری نرم افزاری فیلترهای مخلفی بر سیستم اندازه گیری مورد نظر سوار شده و نتایج تغییرات حاصل از آن بر روی سیگنال حاصله منظور شده است. محاسبات تیوری با استفاده از مدل های تک بعدی صورت گرفته و برنامه محاسباتی مورد نظر در محیط مطلب اجرا شده است و نتایج حاصل از محاسبات تیوری و تجربی در جداول گردآوری شده است. برای بدست آوردن نتایج دقیق تر می توان از پروب های با ساختار کوچکتر بهره جست و با استفاده از حفاظ مغناطیسی نویز سیگنال را کمینه نمود. همچنین در انتهای کار نشان داده شده است که برای ادامه مطالعات در جهت گیری سرعت لحظه ای لایه جریان که برای محاسبه ضرایب کسر جرم و کسر جریان ضروری است. می توان از پروب های چند گانه استفاده نمود.

در سال 1950 دانشمندان کشف کردند که اگر دهانه ی نازل هدایت کننده جریان گاز خنثی را در مشعل های جوشکاریtig ،کاهش یابد، خواص قوس به طور قابل ملاحظه ای دچار تحول می شود . کاهش یافتن دهانه ی نازل ، منجر به محدود شدن گاز و قوس الکتریکی شده و باعث افزایش سرعت و قاومت گرمایی قوس می شود .دما به طور قابل توجهی رشد می کند و تکانه گاز به علت داشتن سرعت بالا منجر به برداشته شدن حوضچه ی مذاب می شود . در این جا به جای جوشکاری ، فلز توسط جت پلاسما بریده می شود . این پروسه ی جدید که مشعل پلاسما نامیده می شود در بسیاری از صنایع بنیادی نظیر متالورژی ، جوشکاری ، برشکاری ،محترق کننده پلاسمایی ، لایه نشانی سطوح ، تغییر دادن ساختار مواد و . . . مورد استفاده قرار می گیرد. در این پایان نامه در این پایان نامه برآنیم تا با بررسی جامع مشعل های پلاسمایی روی یکی از کاربردهای بسیار مفید و مهم این گاز بسیار گرم و به شدت یونیزه که دارای تکانه ی بالایی است یعنی شیشه ای کردن پلاسمایی متمرکز شویم . (اخیراً پلاسماهای دمای بالا برای تکه کردن و ذوب کردن زباله ها برای کاستن حجم آن ها به کار می رود. زباله ها به یک محفظه مشعل پلاسما تغذیه می شوند و در آنجا تحت تأثیر حرارت 1200 تا 7000 درجه ی سلسیوس قرار می گیرند . در طول پروسه مواد آلی به مولفه های تشکیل دهنده اشان تجزیه می شوند و پس از خنک کاری این مولفه ها به ترکیبات گازی نظیر هیدروژن و مونوکسیدکربن تبدیل می شوند.مولفه های غیر آلی نیز ذوب شده و پس از خنک کاری به فرم شیشه ای بسیار سختی در می آیند که فضای بسیار کمتری را در مقایسه با زباله ی تغذیه شده به کوره خواهد بود و در مقابل سنگ شویی بسیار مقاوم تر است .) در نهایت بعد از فرمول بندی پلاسمای مشعل الکترودخالی با استفاده از تقریب مگنتوهیدرودینامیک ، پروژه را با انتخاب مناسبی برای ساخت پایان می دهیم .

فرآیند جوش پلاسما در سال 1964 به صنعت جوش معرفی شد. دارای کنترل بهتر قوس در جریانهای پایینتر میباشد. امروزه پلاسما به دلیل دارا بودن سطح کنترل پیشرفته و دقت بالا، در تولید جوشهای مینیاتوری و کاربردهای ظریف به کار رفته و با دارا بودن طول عمر الکترود بالا در تولیدات انبوه به کار میرود. پلاسما گازی است که که تا دمای بسیار بالا گرم میشود آنچنان که رسانای الکتریکی میگردد. شبیه به tig، فرآیند جوش قوس پلاسما، این پلاسما را برای انتقال قوس الکتریکی به سطح کار مورد استفاده قرار میدهد. ماده تحت جوش، بوسیله شدت گرمای قوس ذوب شده و به یکدیگر جوش میخورد. درون یک مشعل پلاسما، ابتدا بین الکترود منفی و بدنه نازل یک ولتاژ‍ dc شبیه ولتا‍ژ بین الکترود و سطح کار رسانا ایجاد میشود. یک ولتا‍ژ پالسی بالا ، موازی ولتاژ dc بین الکترود و نازل جهت ایجاد یک ستون پلاسما با انرژی کم به نام قوس راهنما ایجاد میشود. گاز پلاسما شکسته شده( مولکولها تبدیل به اتم میشوند) و یونیزه شده( الکترونها آزاد گردیده)، سپس نازل را به شکل یک مخروط ترک کرده و فاصله بین الکترود و سطح کار را رسانای الکتریکی می سازند. سپس این قوس به فلز منتقل شده تا باعث جوش گردد.

در این رساله سعی شده ابتدا دینامیک رفتار لایه های جریان در دو فاز حرکت شتاب گیری محوری و تراکم شعاعی یک دستگاه پلاسمای کانونی نوعی با استفاده از معادلات مومنتوم بررسی شود. در فاز پلاسمای پینچ شده روابطی برای جریان، چگالی جرمی، شعاع، فشار و دمای پینچ بیان شده است. تولید نوترون گرما هسته ای با دو مدل گرما هسته ای استاتیک و بویلر متحرک بررسی شده و برای میزان تولید نوترون هر دو مدل روابطی به صورت تیوری ارایه شده است. درستی و میزان دقت روابط بدست آمده در هر مرحله با نتایج تجربی انجام گرفته بر روی پلاسمای کانونی نوع فیلیپوف دنا بررسی شده است. برای میزان تولید نوترون های غیر گرما هسته ای نیز رابطه ای بیان شده است. از مقایسه تولید نوترون های گرما و غیر گرما هسته ای میزان غالب بودن هر مکانیزم در رژیم های کاری مختلف بررسی شده است بطوریکه نتایج نشان دهنده ی غالب بودن سهم تولید نوترون از طریق واکنش های غیر گرما هسته ای در انرژی های بانک خازنی پایین و غالب بودن سهم گرما هسته ای در رژیم های انرژی بالا می باشد. ساختار دو پالسی سیگنال نوترونی از طریق بررسی میزان ناهمسانگردی در پخش نوترون تحلیل شده است بطوریکه یک سری روابطی برای ضریب ناهمسانگردی در پخش نوترون بر حسب شرایط کاری و طراحی از قبیل انرژی بانک خازنی، فشار، شعاع آند و غیره در دو رژیم کاری فشار پایین و فشار بالا بیان شده است. نتایج بدست آمده از محاسبات ناهمسانگردی نیز با نتایج اندازه گیری شده مقایسه شده است. بحث های بر روی چگالی های انرژی پلاسان در فاز پینچ و ناپایداری ها صورت گرفته است و نتایج حاصل برای دستگاه دنا با سایر دستگاه ها نوع مدر مقایسه شده است.

چکیده یکی از رویکردهای اصلی در طراحی نسل جدید نیروگاه های هسته ای دستیابی به ضریب بالای ایمنی و امنیت با هدف حفاظت از افراد، جامعه و محیط زیست در برابر بروز حوادث عمدی و غیر عمدی بویژه خطرات رادیولوژیکی و کاهش پیامدهای آن است. در حال حاضر با افزایش نگرانی ها نسبت به وقوع حوادث هسته ای بویژه پس از فجایع 11 سپتامبر و فوکوشیما، مقامات هسته ای دنیا مجبور به بازنگری الزامات زینهاری و ایمنی شده و مقررات سخت گیرانه تری را به منظور ساخت نیروگاه های هسته ای امن تر و ایمن ترتدوین نموده اند. لذا با در نظر گرفتن گرایش به افزایش میزان ایمنی و زینهاری و کاهش هزینه ها، لزوم استفاده از تجارب کشورهای پیشرو در زمینه طراحی نیروگاه های هسته ای به منظور پیشرفت برنامه های هسته ای ایران و تلاش برای بومی سازی آن از طریق شناخت توانمندی های موجود، یکی از راهکارهای مناسب، تدوین ضوابط و معیارهای طراحی در داخل کشور است. معیارهای طراحی معماری ساختمان های مهم متشکل از ملاحظات ایمنی و امنیتی به منظور دستیابی به چیدمان و طراحی معماری مناسب ساختمان های نیروگاه بر اساس ملاحظات حفاظتی هم زمان در شرایط عادی وحادثه ای است. این امر منجر به بهبود کیفیت عملکردهای حفاظتی و بهینه سازی آن می شود. در این رساله ضمن معرفی انواع حوادث مشترک ایمنی و زینهاری از جمله انفجار، سیل، حریق و برخورد هواپیما در ساختمان های مهم، فصل مشترک ایمنی و زینهاری که شامل اصول و ضوابط حفاظتی از جمله اصل هرچه کمتر موجه شدنی، دفاع عمقی و حفاظت متعادل است بیان می شود. در نهایت تمهیدات معماری در ارتباط با ملاحظات مشترک ایمنی و امنیتی با تأکید بر استفاده از توانمندی های موجود در قالب کدها، استانداردها و معیارهای طراحی با هدف توسعه دانش طراحی در داخل کشور ارائه می گردد. مبنای طراحی معماری این رساله با تاکید بر جنبه های غیرفعال طراحی شامل چیدمان سایت و طراحی جداره خارجی ساختمان های هدف در ارتباط با حوادث انفجار، سیل، حریق و برخورد هواپیما در نظر گرفته شده است. برای چیدمان سایت از استدلال استنتاجی استفاده شده است و براساس مدارک و اسناد هسته ای و غیر هسته ای، مجموعه ای از ضوابط و معیارهای طراحی چیدمان سایت به تفکیک هر حادثه ارائه شده است. سپس به منظور دستیابی به چیدمان بهینه، ضوابط چیدمان سایت با درنظر گرفتن همزمان هر چهار حادثه مطرح شده است. طراحی جداره خارجی ساختمان های هدف با استفاده از روش تجربی برای بدست آوردن نتایج انجام شده است. بدین منظور برای دستیابی به نتایج قابل استناد از نرم افزار المان محدود آباکوس برای مدل سازی اشکال پیشنهادی ساختمان های هدف و ارزیابی میزان تأثیر سه حادثه سیل، انفجار، برخورد هواپیما بر آنها استفاده شده است. در نهایت اشکال پیشنهادی براساس میزان مقاومت شان در برابر نیروهای حاصل از حوادث فوق دسته بندی شدند. نتایج حاصل از مدل سازی نشان داد که شکل بهینه برای دیوار خارجی ساختمان های هدف به استثنای محفظه ایمنی به گونه ای که در برابر هر سه حادثه مقاوم باشد، ترکیب دیوار پلکانی و انحنا به خارج و ترکیب دیوار پلکانی و انحنا به داخل است. همچنین شکل بهینه محفظه ایمنی، شکل محفظه ایمنی نیروگاه آب تحت فشار پیشرفته است. این اشکال کمترین جابه جایی را در برابر بارهای خارجی از خود نشان می دهند. کلمات کلیدی: نیروگاه هسته ای، ایمنی، امنیت، طراحی معماری