نتایج جستجو

171429

نتیجه یافت شد

مرتبط ترین ها

اعمال فیلتر

به روزترین ها

اعمال فیلتر

پربازدید ترین ها

اعمال فیلتر

پر دانلودترین‌ها

اعمال فیلتر

پر استنادترین‌ها

اعمال فیلتر

تعداد صفحات

17143

انتقال به صفحه



فیلترها/جستجو در نتایج    

فیلترها

سال

بانک‌ها




گروه تخصصی











متن کامل


مرکز اطلاعات علمی SID1
مرکز اطلاعات علمی SID
اسکوپوس
مرکز اطلاعات علمی SID
ریسرچگیت
strs
نویسندگان: 

JAFARI J. | KHAKSHOURNIA S.

اطلاعات دوره: 
  • سال: 

    2011
  • دوره: 

    -
  • شماره: 

    4 (54)
  • صفحات: 

    57-62
تعامل: 
  • استنادات: 

    0
  • بازدید: 

    21030
  • دانلود: 

    9195
چکیده: 

tehran research reactor (T.R.R.) is a pool-type, 5 MW thermal research reactor. One probable event is that if some external objects or debris fall down into the reactor core and cause obstruction of the coolant flow through one of the fuel assemblies, decreasing the surface flow area, ceases the coolant flow, and also raises the fuel and sheaths temperature. Thermal hydraulic analysis of this event has been studied using RELAP5 system code. This report is related to the partial and total obstruction of a single Fuel Element (F.E.) and cooling channel of 27 F.E. equilibrium core of the T.R.R. Such event may lead to severe accident for such type of research reactors, since it may cause a local dry out and eventually loss of the F.E. integrity. Two scenarios are analysed in order to emphasize the severity of the mentioned accident. The first is a partial blockage of hot F.E. which is considered for four different obstruction levels of the nominal flow area: 25%, 50%, 75% and 93%. The second is related to an extreme case which consists of the total blockage of the same F.E. The reactor power is derived through the kinetic point calculation in the RELAP5 code. The point kinetic feedbacks including the fuel temperature (Doppler coefficient) and the coolant density coefficient have been considered through the applied model. The main results obtained from the RELAP5 calculations are as follows: 1. In case when the flow blockage is under 93% of the nominal flow area of an average F.E., only the increase of the coolant and clad temperatures are observed with no integrity of the F.E. consequences. The mass flow rate remains sufficient enough and cools the clad safely 2. In the case of a total obstruction in the nominal flow area, it is seen that the severe accident is due to dryout conditions and reaches promptly, while melting of the cladding occurs.

آمار یکساله:  

بازدید 21030

دانلود 9195 استناد 0 مرجع 0
اطلاعات دوره: 
  • سال: 

    2016
  • دوره: 

    -
  • شماره: 

    1 (74)
  • صفحات: 

    19-29
تعامل: 
  • استنادات: 

    0
  • بازدید: 

    9403
  • دانلود: 

    9195
چکیده: 

In this paper, a numerical model is presented to analyze a series of reactivity insertion andloss of flow transients in TRR. The model predictions are compared with the experimental data andPARET code results. The model uses the piecewise constant method and the lumped parameter methodsfor the coupled point kinetics and thermal-hydraulics modules, respectively. The advantages of thepiecewise constant method are simplicity, efficiency and accuracy. A main criterion for the applicabilityrange of this model is that the exit coolant temperature remains below the saturation temperature, i.e. nobulk boiling occurs in the core. The calculated values of power and coolant temperature, in both positivereactivity insertion and loss of flow scenario’s, are in good agreement with the experiment values.However, the model is a useful tool for the transient analyses of most researches encountered in reactors inpractice. The main objective of this work is using simple calculation methods and benchmarking them withthe experimental data. This model can also be used for training purposes.

آمار یکساله:  

بازدید 9403

دانلود 9195 استناد 0 مرجع 0
اطلاعات دوره: 
  • سال: 

    1396
  • دوره: 

    -
  • شماره: 

    81
  • صفحات: 

    1-12
تعامل: 
  • استنادات: 

    0
  • بازدید: 

    248
  • دانلود: 

    58
چکیده: 

مقوله ی ایمنی و دسته بندی مرتبط با آن، از مسائل مهم در همه ی زمینه های صنعت هسته ای، و به ویژه راکتورهای هسته-ای است. از جمله مهم ترین جنبه ی ایمنی در راکتورهای هسته ای، وجود سیستم های خاموشی است که هر راکتور حداقل یکی از آن ها را دارد. یکی از قابلیت هایی که می تواند ایمنی یک راکتور هسته ای را بالا ببرد اضافه کردن یک سیستم خاموشی دیگر به آن است. برای انجام هر تغییری مثل طراحی و جا نمایی سیستم خاموشی دوم در راکتور، توجه به ویژگی های خاص هر راکتور و معیارهای مبنای طراحی از جمله افزونگی، تنوع، استقلال، معیارهای تک نقص و حالت خود ایمن، ضروری است. یک سیستم خاموشی دوم برمبنای تزریق جاذب نوترون برای راکتور تحقیقاتی تهران با توجه به معیارها و الزامات مربوط به این راکتور طراحی شده است. طرح پیشنهاد شده اعتمادپذیری بالایی دارد که توانایی براورده کردن مهم ترین شرط طراحی، یعنی داشتن راکتیویته ی منفی مورد نیاز را داشته باشد. علاوه بر این بتواند راکتور را در بازه ی زمانی مشخص، با حاشیه ی ایمنی لازم و برای مدت زمان مورد نیاز زیر بحرانی کند. محاسبات و شبیه سازی ها با استفاده از کد محاسباتی MCNPX انجام شده است. این طرح اندکی اثر منفی روی مشخصه های مختلف قلب دارد که با بهینه-سازی ساختار طراحی شده، آثار منفی ناشی از به کارگیری سیستم خاموشی دوم کمینه شده است.

آمار یکساله:  

بازدید 248

دانلود 58 استناد 0 مرجع 0
گارگاه ها آموزشی
اطلاعات دوره: 
  • سال: 

    1383
  • دوره: 

    4
  • شماره: 

    2
  • صفحات: 

    183-190
تعامل: 
  • استنادات: 

    0
  • بازدید: 

    557
  • دانلود: 

    163
چکیده: 

برهمکنش نوترون سریع با اکسیژن موجود در آب خنک کننده قلب رآکتور، تولید هسته رادیواکتیو 16N می کند. این هسته رادیواکتیو پرتو گامایی با انرژی 6.13 MeV گسیل می نماید. با شمارش گامای حاصل از این واپاشی به وسیله یک آشکارساز یدور سدیم NaI(Tl)Φ5.08cm×5.08cm  و با استفاده از رابطه خطی موجود بین فعالیت ایزوتوپ 16Nوتوان رآکتور، قدرت رآکتور را می توان تعیین کرد. جهت دریافت پاسخ مناسب، حفاظ آشکارساز طراحی و فاصله مناسب آن از لوله خروجی آب خنک کننده تنظیم گردید. با استفاده از الکترونیک تنظیم شده جهت شمارش پرتوی گامای 16N، شمارش قدرتهای مختلف انجام و سیستم بر حسب قدرت درجه بندی گردید. در این مقاله سعی شده است دلایل رفتار غیر خطی سیستم در قدرتهای بیشتر، مورد بحث و بررسی قرار گیرد.

آمار یکساله:  

بازدید 557

دانلود 163 استناد 0 مرجع 0
اطلاعات دوره: 
  • سال: 

    1398
  • دوره: 

    40
  • شماره: 

    88 (پیاپی 2)
  • صفحات: 

    22-31
تعامل: 
  • استنادات: 

    0
  • بازدید: 

    140
  • دانلود: 

    29
چکیده: 

ایمنی در هر نوع آزمایش یکی از موارد بسیار مهم است. آزمایش خمش از جمله آزمون های مهم برای دست یابی به مشخصه های مواد است. در این مقاله، نرخ دز نمونه ی استاندارد برای آزمایش خمش گرافیت در رآکتور تحقیقاتی تهران به دست آمد. با استفاده از استانداردهای مختلف مقدارهای دز در فاصله های مختلف و دو بازه ی زمانی 15 و 40 روز تابش دهی محاسبه شد. محاسبه ها با استفاده از دو کد اوریجین و ام. سی. ان. پی. ایکس انجام شد. مقدارهای ناخالصی ماده با استفاده از دو تکنیک فلوئورسانی پرتو ایکس (XRF) و طیف-سنجی نشر اتمی پلاسمای جفت شده ی (ICP-AES) اندازه گیری شد. نتیجه های محاسبه ها نشان داد که استاندارد کلیبورن و تروبی از استانداردهای دیگر سختگیرانه تر بوده و نمونه پس از گذشت 20 روز از تابش دهی با رعایت فاصله هایی در حدود cm 100 دارای دز کم تر از 1-μ Sv h 2 برای انجام آزمایش ها است. هم چنین محاسبه های مربوط به محفظه ی انتقال نشان داد که محدودیتی در انتقال نمونه ها وجود ندارد. در نهایت می توان گفت روش به کار گرفته شده در این پژوهش می تواند برای دیگر مواد موجود در قلب رآکتور نیز مورد استفاده قرار گیرد.

آمار یکساله:  

بازدید 140

دانلود 29 استناد 0 مرجع 0
اطلاعات دوره: 
  • سال: 

    1398
  • دوره: 

    8
  • شماره: 

    4 (ویژه نامه پرتوهای یون ساز)
  • صفحات: 

    251-256
تعامل: 
  • استنادات: 

    0
  • بازدید: 

    109
  • دانلود: 

    43
چکیده: 

اخیرا یک کولیماتور جدید برای رادیوگرافی نوترونی بر پایه استفاده از کانال پرتودهی E راکتور تحقیقاتی تهران طراحی، ساخته و با موفقیت تست شده است. آزمون های اولیه نشان می دهد که این سیستم قابلیت استفاده صنعتی جهت تصویر برداری از نمونه های مختلف را دارد. یک گام مهم و اساسی در این مسیر طراحی و ساخت یک اتاق با ابعاد مناسب و با در نظر گرفتن ملاحظات ایمنی پرتویی می باشد. پژوهش حاضر در مورد آنالیز اتاق پیشنهاد شده از نظر ملاحظات دزیمتری است که با استفاده از کد MCNPX انجام شده است. به این منظور بعد از شبیه سازی کامل هندسه اتاق، کف اتاق و نیز دیوار استخر راکتور، دز در قسمت های مختلف بیرون اتاق و پشت دیوارها محاسبه گردید. نتایج نشان میدهد که دیوارها و چیدمان در نظر گرفته شده میتواند دز در بیرون اتاق را تا حد 10 میکروسیورت بر ساعت کاهش دهد که این مقدار از نظر ملاحظات ایمنی پرتویی قابل قبول میباشد.

آمار یکساله:  

بازدید 109

دانلود 43 استناد 0 مرجع 0
strs
اطلاعات دوره: 
  • سال: 

    1392
  • دوره: 

    1
  • شماره: 

    4
  • صفحات: 

    19-26
تعامل: 
  • استنادات: 

    0
  • بازدید: 

    269
  • دانلود: 

    44
چکیده: 

امروزه استفاده از راکتورهای هسته ای برای تولید برق و رادیوایزوتوپ ها در حال افزایش است. راکتورهای هسته ای به طور معمول یا بر اثر نقص سیستم های ایمنی و سیستم تهویه، مواد رادیواکتیو را از طریق دودکش راکتور در محیط آزاد می کنند و موجب افزایش دز محیط اطراف راکتور می شوند.بررسی خطر نسبی و احتمال ابتلا به سرطان کارکنان و ساکنان اطراف راکتور، نقش ویژه ای در زمینه ایمنی راکتورهای هسته ای و حفاظت محیط زیست دارد. در این تحقیق، فرض شده است که بر اثر حادثه فرضی، مواد رادیواکتیو به صورت تصادفی و بر اثر اختلال در سیستم تهویه راکتور، از دودکش راکتور تحقیقاتی تهران خارج می شوند. در این مطالعه، ابتدا مقادیر دز معادل موثر کل (TEDE) ناشی از خروج مواد رادیواکتیو از دودکش راکتور با استفاده از کد فیزیک بهداشت HOTSPOT نسخه 2.07 در تمامی کلاس های جوی و برای بیشترین و کمترین میزان سرعت باد که به ترتیب13 m/s  و 2 بودند، شبیه سازی و محاسبه شده، سپس بر اساس معادلات BEIR V ، خطر نسبی و همچنین احتمال ابتلا به سرطان در بدترین شرایط جوی، یعنی برای ناپایدارترین کلاس به دست آمده و ارزیابی شده است. نتایج شبیه سازی ها نشان می دهد در تمامی موارد، میزان دز جذبی افراد کمتر از حد مجاز سالانه است. بیشینه مقدار TEDE اطراف راکتور با سرعت باد رابطه معکوسی دارد و با افزایش سرعت باد، مقدار بیشینه دز جذبی کاهش می یابد و در فاصله کمتری از راکتور اتفاق می افتد. همچنین در شرایط جوی ناپایدارتر، دز جذبی کارکنان و ساکنان اطراف راکتور، به طور محسوسی افزایش می یابد. نتایج محاسبات خطر نسبی و احتمال ابتلا به سرطان نیز حاکی از آن است که کودکان بیشتر در معرض سرطان هستند و با افزایش سن، احتمال ابتلا به سرطان و خطر نسبی کاهش می یابد.

آمار یکساله:  

بازدید 269

دانلود 44 استناد 0 مرجع 0
اطلاعات دوره: 
  • سال: 

    1390
  • دوره: 

    -
  • شماره: 

    4 (مسلسل 58)
  • صفحات: 

    55-59
تعامل: 
  • استنادات: 

    0
  • بازدید: 

    818
  • دانلود: 

    87
چکیده: 

رویداد آسیب دیدگی چشمه نوترونی رآکتور تحقیقاتی تهران موجب رهاسازی مقادیر زیادی مواد پرتوزا از جمله پلوتونیم در آب مدار اولیه رآکتور شد. این رویداد باعث شد مقدار فعالیت پرتوزایی و ناخالصی ها در آب مدار اولیه از حد مجاز بالاتر رود به طوری که سیستم های تصفیه موجود در رآکتور دیگر قادر به رفع آلودگی نبودند. در نتیجه، راه اندازی مجدد رآکتور در شرایط ایمن، مستلزم حذف آلاینده های پرتوزا از آب مدار اولیه رآکتور بود. آلودگی آب مدار اولیه از نوع ذره ای تشخیص داده شد. از این رو، روش های تصفیه ذره ای برای رفع آلودگی آن مدنظر قرار گرفتند. در این راستا، کارآیی ربایش ذره ای نمونه های بسترهای الیافی برای انتخاب بهترین نمونه برای جداسازی مورد بررسی قرار گرفت. در این بررسی، از بسترهای با کارآیی جداسازی بالا استفاده شد. با این حال کارآیی آن ها برای جداسازی آلاینده های پرتوزا از نمونه های آب مدار اولیه ناچیز بود. به این ترتیب، نتیجه گیری شد که ذرات حل شده در آب رآکتور در مقیاس مولکولی و ذرات بسیار ریزی بوده اند. لذا روش های تصفیه مولکولی مدنظر قرار گرفته و بررسی های انتخاب روش بهینه به این سمت سوق داده شدند. کارآیی جداسازی چندین روش تصفیه در مقیاس مولکولی مورد بررسی آزمایشگاهی قرار گرفت. نتایج به دست آمده از بررسی ها نشان داد که بهترین روش حذف آلاینده های پرتوزا در آب مدار اولیه رآکتور، استفاده از یک بستر کربن فعال است. نتایج بررسی های آزمایشگاهی کارآیی حذف آلاینده های آلفازا با یکی از بسترهای کربن فعال به ارتفاع عملیاتی cm 40 را حدود %76 به دست داد. با استفاده از این کربن فعال دانه ای یک سیستم تصفیه به ارتفاع cm 100 طراحی گردید. و با استفاده از آن خالص سازی آب آلوده مدار اولیه با موفقیت به انجام رسید.

آمار یکساله:  

بازدید 818

دانلود 87 استناد 0 مرجع 0
نویسندگان: 

Boustani Ehsan | KHAKSHOURNIA SAMAD

اطلاعات دوره: 
  • سال: 

    2020
  • دوره: 

    1
  • شماره: 

    1
  • صفحات: 

    33-38
تعامل: 
  • استنادات: 

    0
  • بازدید: 

    16222
  • دانلود: 

    11720
چکیده: 

A second shutdown system (SSS) is designed for the tehran research reactor (TRR) completely independent and diverse from the existing First Shutdown System (FSS). Given limitations, specifications, and requirements of the reactor, the design of SSS is based on the injection of liquid neutron absorber. The plan has the ability to satisfy the major criterion of required negative reactivity worth, to transfer the reactor to subcritical state in needed time, with necessary shutdown margin and for the required duration. Design calculations are performed using the stochastic code MCNPX2. 6. 0, deterministic code PARET and Pipe Flow Expert software. The ORIGEN2 code and HotSpot health physics code are also used for simulation of environmental pollution release. The SSS chambers cause a decrease of about 5% and 15% in total and thermal neutron flux, respectively. To demonstrate the SSS role in enhancing reactor safety, the probable accident of core meltdown is investigated. As a consequence of this accident, the radioactive pollution in and out of reactor containment is released. Without existing the SSS and in case of failure of FSS, the residents within 58000 m2 of the reactor perimeter would receive about 1 mSv which is more than the annual limit of absorbed dose for the community.

آمار یکساله:  

بازدید 16222

دانلود 11720 استناد 0 مرجع 0
اطلاعات دوره: 
  • سال: 

    2016
  • دوره: 

    -
  • شماره: 

    1 (74)
  • صفحات: 

    30-36
تعامل: 
  • استنادات: 

    0
  • بازدید: 

    10758
  • دانلود: 

    9195
چکیده: 

Bone metastasis is a major clinical concern that can cause severe pain, bone fractures, spinalcord compression, hypercalcemia and other problems for patients. Variuos β emitter radionuclides havebeen used for bone pain palliation, but recently α emitter radionucliedes also have shown acceptable resultsof treatment of bone metastasis. Radium-223 (t1/2=11.43 d) is one of the suitable α emitters that emits highenergy α particles (Ēav=5.64 MeV) with high linear energy transfer (LET) that delivers a killing dose to thetumor cells. In this research, the feasibility of production of radium-223 from radium-226 was studied intehran research reactor (TRR) in thermal neutron flux of 4×1013 cm-2 s-1 using MATLAB software.Then, the data were compared with the experimental results. On average, over 80 percent agreement wasobserved between the calculated and experimental data, and under appropriate conditions the acceptableactivity of 227Ac as a precursor of 223Ra was obtained. The results showed that with one month neutronbombardment of 2.5 mg 226Ra in TRR and cooling for 4 months, it is theoretically possible to achieveabout 8.51 MBq (0.23 mCi) activity of 223Ra, that with respect to injection of about 3.7 MBq (0.1 mCi) perpatient (with normally 70 kg weight), it is possible to administer the produced 223Ra to more than 2 patientsin every equilibrium period.

آمار یکساله:  

بازدید 10758

دانلود 9195 استناد 0 مرجع 0
litScript