ORIGINAL_ARTICLE
شبیهسازی پاسخ آشکارساز سوسوزن مایع NE213به نوترونهای چشمهی 241Am-Be با تلفیق کارت PTRAC کد MCNPX و کد ترابرد PHOTRACK
با هدف شبیهسازی پاسخ آشکار سوسوزن 213NE به نوترونهای چشمهی Am-Be، محاسبههای ترابرد نوترون و ذرات باردار ثانویه با استفاده از برنامهای که خروجی کارت PTRAC کد MCNPX را پسپردازش میکند (برنامهی MCNPX-PHOTRACK) و محاسبهی مقدار نور سوسوزنی هر کدام از ذرات باردار از طریق منحنیهای نوری معتبر، و در نهایت، محاسبهی ترابرد نور سوسوزنی نیز با استفاده از کد PHOTRACK به انجام رسید. به منظور بررسی صحت عملکرد کد تلفیقی MCNPX-PHOTRACK، پاسخ تجربی آشکارساز 213NE به نوترونهای چشمهی Am-Be با استفاده از مدار جداسازی نوترون- گاما به روش گذر از صفر به دست آمد. مقایسهی نتایج شبیهسازی و تجربی همخوانی بسیار خوبی را نشان داد.
https://jonsat.nstri.ir/article_322_6a3145ce34972a480841bea439aef5d5.pdf
2013-11-22
1
7
شبیهسازی
آشکارساز سوسوزن مایع 213NE
نوترونهای چشمهی Am-Be241
کد تلفیقی MCNPX-PHOTRACK
مجتبی
تاجیک
tajik@du.ac.ir
1
پژوهشکدهی علوم هستهای، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 1339-14155، تهران ایران
LEAD_AUTHOR
نیما
قلعه
ghal-eh@um.ac.ir
2
دانشکدهی فیزیک، دانشگاه دامغان، صندوق پستی: 36716-41167، دامغان ایران
AUTHOR
غلامرضا
اطاعتی
etaati.reza@gmail.com
3
دانشکدهی مهندسی هستهای و فیزیک، دانشگاه صنعتی امیرکبیر، صندوق پستی: 4413-15875، تهران ایران
AUTHOR
حسین
آفریده
hafarideh@aut.ac.ir
4
دانشکدهی مهندسی هستهای و فیزیک، دانشگاه صنعتی امیرکبیر، صندوق پستی: 4413-15875، تهران ایران
AUTHOR
H. Klein, F. D. Brooks, Scintillation detectors for fast neutrons, Proceedings of the Conference FNDA, International Workshop on Fast Neutron Detectors, University of Cape Town, South Africa, (April 2006) 3–6.
1
E. Bayat, N. Divani-Vais, M. M. Firoozabadi, N. Ghal-Eh, A comparative study on neutron-gamma discrimination with NE213 and UGLLT scintillators using zero-crossing method, Radiation Physics and Chemistry, 81 (2012) 217–220.
2
G. F. Knoll, Radiation Detection and Measurements, Third ed. Wiley, New York (2000).
3
K. Weise, Mathematical foundation of an analytical approach to Bayesian-statistical Monte Carlo spectrum unfolding, PTB Report PTB-N-24, Braunschweig (1995).
4
Klein, Horst, Sonja Neumann, Neutron and photon spectrometry with liquid scintillation detectors in mixed fields, Nucl. Instrum. Meth. A476 (2002) 132-142.
5
S. Avdic, S. A. Pozzi, V. Protopopescu, Detector response unfolding using artificial neural networks, Nucl. Instrum. Meth., A 565 (2006) 742–752.
6
A. Sharghi Ido, M. R. Bonyadi, G. R. Etaati, M. Shahriari, Unfolding the neutron spectrum of a NE213 scintillator using artificial neural networks, Appl. Rad. Isotop., 67 (2009) 1912–1918.
7
J. K. Dickens, SCINFUL: A Monte Carlo based computer program to determine a scintillator full energy response to neutron, Report ORNL-6463, Oak Ridge (1988).
8
R. E. Textor, V. V. Verbinski, O5S: a Monte Carlo code for calculating the pulse-height distributions due to mono-energetic neutrons on organic scintillators, Oak Ridge National Laboratory, ORNL-4160 (1968).
9
A. Borio di Tigliole, A. Cesana, R. Dolfini, A. Ferrari, G. L. Raselli, P. Sala, M. Terrani, FLUKA simulations for low-energy neutron interactions and experimental validation, Nucl. Instrum. Meth., A 469 (2001) 347–353.
10
K. Schweda, D. Schmidt, Improved response function calculations for scintillation detectors using an extended version of the MCNP code, Nucl. Instrum. Meth., A 476 (2002) 155–159.
11
M. Gohil, K. Banerjee, S. Bhattacharya, C. Bhattacharya, S. Kundu, T. K. Rana, G. Mukherjee, J. K. Meena, R. Pandey, H. Pai, T. K. Ghosh, A. Dey, S. Mukhopadhyay, D. Pandit, S. Pal, S. R. Banerjee, T. Bandhopadhyay, Measurement and simulation of neutron response function of organic liquid scintillator detector, Nucl. Instrum. Meth., A 664 (2012) 304–309.
12
J. S. Hendricks, G. W. McKinney, L. S. Waters, F. X. Gallmeier, MCNPX 2/6/0 Extensions, Los Alamos National Laboratory (2008).
13
G. R. Etaati, N. Ghal-Eh, Light transport feature for SCINFUL, Appl. Radiat. Isot., 66 (2008) 395–400.
14
M. Tajik, N. Ghal-Eh, G. R. Etaati, H. Afarideh, Modelling NE213 scintillator response to neutrons using an MCNPX-PHOTRACK hybrid code, Nucl. Instr. Meth., A704 (2013) 104–110.
15
C. Bähr, R. Böttger, H. Klein, P. von Neumann-Cosel, A. Richter, D. Schmidt, K. Schweda, S. Strauch, Calculation of neutron response functions in complex geometries with the MCNP code, Nucl. Instrum. Meth., A 411 (1998) 430-436.
16
International Standards Organization. Reference neutron radiations-Part 1: Characteristics and methods of production. Geneva, Switzerland: International Organization for Standardization; ISO-8529-1 (2001).
17
V. V. Verbinski, W. R. Burrus, T. A. Love, W. Zobel, N. W. Hill, Calibration of an organic scintillator for neutron spectrometer, Nucl. Instrum. Meth., 65 (1968) 8-25.
18
S. Green, M. C. Scott, R. Koohi-Fayegh, A user guide for the NPL NE213 neutron spectroscopy system, School of Physics and Astronomy, The University of Birmingham, UK (1991).
19
R. A. Cecil, B. D. Anderson, R. Madey, Improved predictions of neutron to about 300 MeV, Nucl. Instrum. Meth., 161 (1979) 439-447.
20
N. Ghal-Eh, M. C. Scott, R. Koohi-Fayegh, M. F. Rahimi, A photon transport model code for use in scintillation detectors, Nucl. Instrum. Meth., A 516 (2004) 116-121.
21
N. Ghal-Eh and R. Koohi-Fayegh, Light collection behaviour of scintillators with different surface coverings, Radiat. Meas., 41 (2006) 289-294.
22
H. H. Knox, T. G. Miller, A technique for determining bias settings for organic scintillators, Nucl. Instrum. Meth., 101 (1972) 519–525.
23
ORIGINAL_ARTICLE
بررسی اثر قدرت میدان مغناطیسی بر پاسخ دزیمتر ژلی- پلیمری MAGICA
مهمترین مزیت دزیمترهای ژلی توانایی منحصر به فرد آنها در تعیین توزیع سهبعدی دز است. دزیمترهای ژلی- پلیمری در حقیقت مونومرهایی هستند که در یک شبکهی ژلاتینی به طور یکنواخت توزیع شدهاند. در اثر پرتودهی، مونومرهای موجود در ژل به پلیمر تبدیل شده و برخی خواص دزیمتر ژلی تغییر میکنند که قابل آشکارسازی است. یکی از این تغییرها، خواص مغناطیسی دزیمتر ژلی- پلیمری است که از طریق تصویربرداری تشدید مغناطیسی (MRI) قابل آشکارسازی است. در این پژوهش سعی شده است اثر تغییر قدرت میدان مغناطیسی سیستم تصویربرداری تشدید مغناطیسی بر پاسخ دزیمتر ژلی MAGICA مورد بررسی قرار گیرد. برای این منظور دزیمتر ژلی- پلیمری MAGICA پس از ساخته شدن در آزمایشگاه، توسط نوترونهای گرمایی در ستون گرمایی رآکتور تهران مورد پرتودهی قرار گرفت و سپس به وسیلهی دو سیستم تصویربرداری تشدید مغناطیسی با قدرتهای مغناطیسی 0.5 و 1.5 تسلا با پارامترهای نرمافزاری بهینه مورد تصویربرداری قرار گرفت. پارامترهای دزیمتری بررسی شد. حساسیت دزیمتر در تصویربرداری با سیستم تصویربرداری تشدید مغناطیسی با قدرت مغناطیسی 1.5 تسلا (ساخت شرکت زیمنس)، 005/0±17/0 گری بر ثانیه و برای سیستم تصویربرداری تشدید مغناطیسی با قدرت مغناطیسی 0.5 تسلا (ساخت شرکت فیلیپس)، معادل 005/0±16/0 گری بر ثانیه به دست آمد. مقدار 2R در تمام نقاط برای سیستم با قدرت مغناطیسی 0.5 تسلا بیشتر بود. قدرت تفکیک دز برای تصویرهای حاصل از سیستمهای با قدرت مغناطیسی 1.5 و 0.5 تسلا تا دزهای حدود 17.5گری تفاوت چندانی نداشت و در ورای آن تفاوت قدرت تفکیک دز قابل توجه میشد. چنین نتیجه گرفته شد که در کاربردهایی که حداکثر دز جذبی در آنها 17.5گری است، میتوان از سیستم تصویربرداری مغناطیسی با قدرت میدان مغناطیسی 0.5 تسلا و 8 اکو استفاده نمود و در کاربردهایی که با دزهای بالای 17.5گری سروکار دارد لازم است از سیستم با قدرت میدان مغناطیسی 1.5 تسلا و 32 اکو استفاده شود.
https://jonsat.nstri.ir/article_328_7cf81766e797f7580fe4c2e061e43de0.pdf
2013-11-22
8
16
دزیمتر ژلی- پلیمری
MAGICA
اثر قدرت میدان مغناطیسی
سیدمحمد مهدی
ابطحی
1
گروه پرتو پزشکی، دانشکدهی مهندسی هستهای، دانشگاه شهید بهشتی، صندوق پستی: 1983963113، تهران ـ ایران
LEAD_AUTHOR
سیدمحمودرضا
آقامیری
2
گروه پرتو پزشکی، دانشکدهی مهندسی هستهای، دانشگاه شهید بهشتی، صندوق پستی: 1983963113، تهران ـ ایران
AUTHOR
حسین
خلفی
morteza22@yahoo.com
3
پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 836-14395، تهران ـ ایران
AUTHOR
ORIGINAL_ARTICLE
پاسخ آشکارساز اتاقک نفوذی رادون با استفاده از روش جدید کالیبراسیون و نتایج آن در آزمون مقایسهای بینالمللی
اندازهگیری گاز رادون به عنوان یکی از عناصر پرتوزا که استنشاق آن امکان ایجاد مخاطرههای ریه را در بر دارد همواره برای پژوهشگران از اهمیت ویژهای برخوردار بوده است. در این پژوهش پاسخ آشکارساز غیرفعال اتاقک نفوذی گاز رادون با استفاده از یک روش جدید کالیبراسیون براساس توسعهی روش کالیبراسیون جریان- عبوری تعیین شد. این آشکارساز شامل یک اتاقک است که براساس نفوذ گاز رادون به درون آن و ثبت ردپای ذرات آلفای گسیل شده از رادون و یا دختران آلفازای آن بر روی فیلم پلیکربنات انتهای اتاقک عمل مینماید. این روش کالیبراسیون شامل یک چشمهی استاندارد نوع جریان- عبوری متصل به یک محفظهی طراحی شدهی کالیبراسیون با قابلیت کنترل و تنظیم غلظت رادون درون آن است. بهترین تخمین اندازهگیری در این روش کالیبراسیون برابر 5% با سطح اطمینان 95% است. ضریب حساسیت آشکارسازی اتاقک نفوذی با این روش کالیبراسیون برابر 13.55 برحسب [tracks cm-2 (Bq lit-1 day)-1] به دست آمده است. نتایج حاصل از شرکت این آشکارساز در آزمون مقایسهای بینالمللی، اختلافی کمتر از 5% نسبت به مقادیر مرجع آزمون در سه سطح غلظت کم، متوسط و بالا نشان داد.
https://jonsat.nstri.ir/article_329_a451dc4e099112834ec4e00a71a63517.pdf
2013-11-22
17
22
رادون
اتاقک نفوذی
کالیبراسیون
سیدمهدی
حسینی پویا
mh.pooya@yahoo.com
1
1. مرکز نظام ایمنی هستهای کشور، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 1339-14155، تهران ـ ایران 2. پژوهشکدهی کاربرد پرتوها، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی، صندوق پستی: 3486-11365، تهران ـ ایران
LEAD_AUTHOR
مهران
طاهری
2
مرکز نظام ایمنی هستهای کشور، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 1339-14155، تهران ـ ایران
AUTHOR
فرزانه
ترابی نبیل
3
دانشکدهی مهندسی انرژی و فیزیک، دانشگاه صنعتی امیرکبیر، صندوق پستی: 4413-15875، تهران ـ ایران
AUTHOR
مجتبی
شمسایی ظفرقندی
4
دانشکدهی مهندسی انرژی و فیزیک، دانشگاه صنعتی امیرکبیر، صندوق پستی: 4413-15875، تهران ـ ایران
AUTHOR
M. Sohrabi, A.R. Solaymanian, Indoor radon level measurements in some regions of Iran, Nucl. Tracks. Radiat. Meas., 15 (1988) 613-616.
1
M. Jafarizadeh, M. Taheri, N. Rastkhah, M.R. Kardan, Measurements of radon level in two tourist caves in Iran, Europ. Conf. on Individual monitoring of ionizing radiation, March 8-12 2010 (IM 2010) Athens, Greece.
2
M. Sohrabi, H. Zainali, Sh. Mahdi, A.R. Solaymanian, Mo. Salehi, Determination of 222Rn levels in houses, schools and hotels of Ramsar by AEOI passive radon diffusion chambers, Proc. Int. Conf. of High Levels of Natural Radiation, Ramsar, Iran (1990) 365-375.
3
B. Babapooran, Determination of public exposures due to inhalation of radon in Ramsar, M. Sc. thesis, Amirkabir University of Technology (1998).
4
P. Kotrappa, L.R. Stieff, P. Volkovitsky, Radon monitor calibration using NIST Radon emanation standards: steady flow method, Radiat. Prot. Dosim, 113 (2005) 70-74.
5
M. Sohrabi, A.R. Solaymanian, Some characteristics of the AEOI passive radon diffusion dosimeter, Nucl. Tracks. Radiat. Meas., 15 (1988) 605-608.
6
Pylon Rn-1025 Instruction Manual, www.pylonelectronics.com, (2008).
7
GUM- Guide to the Expression of Uncertainty in Measurement, ISO, Geneva, ISBN 92-67-10188-9 (1995).
8
M. Janik, T. Ishikawa, Y. Omori, N. Kavasi, Technical Report on the 4th International Intercomparison for Integrating Radon/thoron Detectors with the NIRS Radon/thoron Chambers, National Institute of Radiological Science (NIRS), May 26 (2012) www.nirs.go.jp.
9
ORIGINAL_ARTICLE
استخراج فاز جامد یونهای اورانیم و توریم با کارتریجهای اکتادسیل سیلیکای اصلاح شده با سیانکس302
با استفاده از کارتریجهای اکتادسیل سیلیکای اصلاح شده، بستر جاذب جامدی برای جذب یونهای اورانیم و توریم از محلولهای آبی فراهم شد. اثرهای پارامترهای مختلف از قبیل pH و مقدار لیگاند جذب شده بر روی اکتادسیل سیلیکا، بر میزان جذب این بستر جاذب مورد بررسی قرار گرفت. نتایج به دست آمده حاکی از آن است که با استفاده از سیانکس302 برای اصلاح کارتریجهای اکتادسیل سیلیکا، حداقل میزان لیگاند لازم برای جذب قابل قبول یونهای اورانیم و توریم، 30 میلیگرم است که این مقدار سیانکس قابلیت جذب حداکثر 20 میلیگرم بر لیتر یون اورانیم و توریوم را دارا بوده و پس از جذب این مقدار از یونها، به دلیل اشباع شدن ظرفیت تبادل یونی سیانکس302 اولیه، امکان جذب بیشتر یونهای اورانیم و توریم باقیمانده در محلول، نیست.
https://jonsat.nstri.ir/article_331_8fdb35dbdf4a8572328a8ee091b445e5.pdf
2013-11-22
23
26
استخراج فاز جامد
کارتریجهای اصلاح شدهی اکتادسیل سیلیکا
یونهای اورانیم
یونهای توریم
جذب
عبدالرضا
نیلچی
1
پژوهشکدهی چرخهی سوخت هستهای، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی، صندوق پستی: 8486-11365، تهران ـ ایران
LEAD_AUTHOR
طاهره
شریعتیدهاقان
2
پژوهشکدهیچرخهی سوخت هستهای، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی، صندوق پستی: 8486-11365، تهران ـ ایران
AUTHOR
سمیه
رسولی گرمارودی
3
پژوهشکدهیچرخهی سوخت هستهای، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی، صندوق پستی: 8486-11365، تهران ـ ایران
AUTHOR
M. Karve, R. V. Rajgor, J. Hazard, Solid phase extraction of lead on octadecyl bonded silica membrane disk modified with Cyanex302 and determination by flame atomic absorption spectrometry, Mater, 141 (2007) 607-613.
1
M. Bagheri, M. H. Mashhadizadeh, S. Razee, Solid phase extraction of lead on octadecyl bonded silica membrane disk modified with Cyanex302 and determination by flame atomic absorption spectrometry, Talanta 60 (2003) 839-844.
2
A. R. Ghiasvand, R. Ghaderi, A. Kakanejadifard, Selective preconcentration of ultra trace copper (II) using octadecyl silica membrane disks modified by a recently synthesized glyoxime derivative, Talanta 62 (2004) 287-292.
3
H. Ashkenani, S. Dadfarnia, A. M. Haji Shabani, A. A. Jaffari, A. Behjat, J. Hazard, Preconcentration, speciation and determination of ultra trace amounts of mercury by modified octadecyl silica membrane disk/electron beam irradiation and cold vapor atomic absorption spectrometry, Mater, 161 (2009) 276-280.
4
M. Shamsipur, A. R. Ghiasvand, Y. Yamini, Solid phase extraction of ultra trace uranium (VI) in natural waters using octadecyl silica membrane disks modified by tri-n-octylphosphine oxide and its spectrophotometric determination with dibenzoylmethane, Anal. Chem, 71 (1999) 4892-4895.
5
S. Sadeghi, D. Mohammadzadeh, Y. Yamini, Solid- phase extraction-spectrophotometric determination of uranium (VI) in natural waters, Anal. Bioanal. Chem, 375 (2003) 698-702.
6
Y. Yamini, J. Hassan, R. Mohandesi, N. Bahramifar, Preconcentration of trace amounts of beryllium in water samples on octadecyl silica cartridges modified by quinalizarine and its determination with atomic absorption spectrometry, Talanta 56 (2002) 375-381.
7
M. Karve, R. V. Rajgor, Amberlite XAD-2 impregnated organophosphinic acid extractant for separation of uranium (VI) from rare earth elements, Desalination, 232 (2008) 191-197.
8
ORIGINAL_ARTICLE
کروماتوگرافی کاغذی برای کنترل رادیوشیمیایی ایتریم-90 به منظور استفادههای بالینی آن
هدف این پژوهش توسعهی روشی مطمئن برای اندازهگیری دقیق مقدار استرانسیم-90 همراه شده با ایتریم-90 است. با توجه به این که ایتریم-90 تولید شده برای مقاصد بالینی، باید عاری از هرگونه ناخالصی باشد، روش کنترل کیفی مناسبی باید به کار گرفته شود. همچنین با توجه به نیم- عمر کوتاه ایتریم-90، سرعت عمل در تعیین میزان خلوص آن حایز اهمیت زیادی است. روش کروماتوگرافی کاغذی یک روش سریع، ساده و با دقت بالا است که میتواند برای تخمین زدن سریع میزان ناخالصی استرانسیم-90 همراه شده با ایتریم-90 به کار رود. در این پژوهش از دو استخراجکنندهی بیس (2- اتیل هگزیل) فسفات (HDEHP) و سیانکس272 استفاده شد و توانایی هیدروکلریک و نیتریک اسید در جداسازی ایتریم-90 از استرانسیم-90 مورد بررسی قرار گرفت. نتایج نشان داد که اختلاف بین مقادیر Rf دو رادیونوکلید استرانسیم-90 و ایتریم-90 با استخراجکنندهی HDEHP و فاز متحرک شامل سالین %0.9 و نیتریک اسید 0.1 مولار بیشتر بود. تحت این شرایط کنترل رادیوشیمیایی ایتریم-90 دست یافتنی است.
https://jonsat.nstri.ir/article_332_061174f609df5d990b4567f5aebe1170.pdf
2013-11-22
27
33
ایتریم-90
استرانسیم-90
کروماتوگرافی کاغذی
استفادهی بالینی
علیرضا
خانچی
akhanchi@aeoi.org.ir
1
پژوهشکدهیچرخهی سوخت هستهای، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی، صندوق پستی: 8486-11365، تهران ـ ایران
LEAD_AUTHOR
ندا
اکبری
2
پژوهشکدهیچرخهی سوخت هستهای، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی، صندوق پستی: 8486-11365، تهران ـ ایران
AUTHOR
اکرم
پورمتین
3
پژوهشکدهیچرخهی سوخت هستهای، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی، صندوق پستی: 8486-11365، تهران ـ ایران
AUTHOR
محمدحسین
مجربیتبریزی
4
پژوهشکدهیچرخهی سوخت هستهای، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی، صندوق پستی: 8486-11365، تهران ـ ایران
AUTHOR
بهرام
سلیمی
b.salimi@aeoi.org.ir
5
پژوهشکدهیچرخهی سوخت هستهای، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی، صندوق پستی: 8486-11365، تهران ـ ایران
AUTHOR
1. G. Barrio, J. A. Osso, Development of methodology for the preparation of 90Sr-90Y generators, International Nuclear Atlantic Conference-INAC 2007 Santos, SP, Brazil, September 30 to October 5 (2007).
1
2. British Pharmacopoeia, The Stationery Office, (2009) 7791.
2
3. M. L. Dietz, E. P. Horwitz, Improved chemistry for the production of yttrium-90 for medical applications, International Journal of Radiation Applications and Instrumentation, Part A. Applied Radiation and Isotopes, 43 (1992) 1093-1101.
3
4. Usha Pandey, Prem S. Dhami, Poonam Jagesia, Meera Venkatesh, M. R. A. Pillai, Extraction Paper Chromatography Technique for the Radionuclidic Purity Evaluation of 90Y for Clinical Use, Analytical Chemistry, 80 (2008) 801–807.
4
5. A. Korsak, T. Dziel, A. Muklanowicz, J. L. Parus, R. Mikoajczak, Determination of 90Sr in the eluates of 90YCl3 using the DGA Sr-Spec resins (extraction chromatography) and by paper chromatography, Report 34/OR/, in Polish (2009).
5
6. Avraham Reinhartz, Sara Alajem, Aline Samson, Max Herzberg, A novel rapid hybridization technique: paper chromatography hybridization assay (PACHA), Gene, 136 (1993) 221-226.
6
7. Haroldo Taurian Gasiglia and Helena Okada, Preparation of samarium-153-EDTMP and determination of its radiochemical purity using paper chromatography, Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 199 (1995) 295-304.
7
Shigeru Sanada, Atsushi Ando, Itsuko Ando, Tatsunosuke Hiraki and Kinichi Hisada, A single-strip mini-paper chromatographic method for rapid purity-control of 99mTc-labeled radiopharmaceuticals, Nuclear Medicine and Molecular Imaging, 12 (1986) 390-393.
8
C. A. Moraise, V. S. T. Ciminelli, Process development for the recovery of high-grade lanthanum by solvent extraction, J. Hydrometallurgy, 73 (2004) 237-244.
9
T. C. Tso and R. N. Jeffrey, Paper chromatography of alkaloids and their transformation products in Maryland tobacco, Archives of Biochemistry and Biophysics, 43 (1953) 269-285.
10
D. F. Peppard, G. W. Mason, W. J. Driscoll, R. J. Sironen, Acidic esters of orthophosphoric acid as selective extractants for metallic cations-tracer studies, J. Inorganic and Nuclear Chemistry, 7(3) (1958) 276-285.
11
Yoshiyuki Hirashima, Yasuhiro Yamamoto and Shigeru Takagi, Extraction of Lanthanides from Hydrochloric and Nitric Acid Solutions by Di(2-ethylhexyl) phosphoric acid, Bulletin of the Chemical Society of Japan, 51(10) (1978) 2890-2893.
12
Basudev Swain, Emmanuel O. Out, Competitive extraction of lanthanides by solvent extraction using Cyanex272: Analysis, classification and mechanism, J. Separation and Purification Technology, 83 (2011) 82-90.
13
A. R. Khanchi, A. Pourmatin, N. Akbari, M. H. Mojarabi, A. Abhari, Investigation of the adsorption behavior of Strontium(II) and Yttrium (III) on the Impregnated XAD-4 Resin with HDEHP in Acidic Media, J, of Nuclear Sci. and Tech, 62 (2013) 59-65.
14
Simon Cotton, Lanthanide and Actinide Chemistry, John Wiley & Sons Ltd, (2006) 41.
15
ORIGINAL_ARTICLE
شناسایی فازهای گذار از بحران هستهای نیروگاه فوکوشیما- دایچی بر مبنای تحلیل زمانی حادثه
حادثهی نیروگاه هستهای فوکوشیما- دایچی در ژاپن، باور برخورداری از ایمنی کافی در نیروگاههای هستهای موجود را به سختی به چالش کشید. تأسیسات پیشرفته و آمادگیهای ایجاد شده در پاسخگویی به بحران در نیروگاه مورد اشاره نتوانست مانع از گسترش سریع حادثه شود که پیآمد آن وقوع جدیترین بحران نیروگاهی در تاریخ جهان، پس از حادثهی چرنوبیل بود. این نوشتار با بررسی زمانی حادثهی نیروگاه فوکوشیما- دایچی و اقدامهای انجام شده برای مهار آن به شناسایی فازهای اصلی گذار از این بحران میپردازد. از میان پنج فاز اصلی شناسایی شده، سه فاز نخست عمدتاً به اقدامهای واکنشی موضعی (نه فراگیر)، ارزیابی وضعیت و گردآوری اطلاعات به منظور برنامهریزی برای انجام اقدامهای فراگیر اختصاص داشته است. بررسی تأثیر هر فاز بر گسترش دامنهی حادثه، بدون شک در آمادگی و برنامهریزی مناسب برای مقابله با حوادث مشابه بسیار ارزشمند و حیاتی است. همچنین، کاستیهای موجود در تدبیرهای پیشگیرانه که منجر به بروز حادثه شد و ناکارآمدی ساختار ایمنی هستهای ژاپن در ممانعت از گسترش سریع حادثه مورد بررسی قرار گرفتهاند. این نوشتار با تحلیل عوامل ریشهای، راه کارهایی را برای پیشگیری از حوادث مشابه و کوتاه نمودن فازهای اولیهی گذار از بحران پیشنهاد مینماید.
https://jonsat.nstri.ir/article_333_1b3aa17771eafe29f4c02c4478537f61.pdf
2013-11-22
34
45
فازهای گذار
بحران هستهای
نیروگاه فوکوشیما- دایچی
تحلیل زمانی
تدابیر پیشگیرانه
تحلیل عوامل ریشهای
فریدون
میانجی
1
مرکز نظام ایمنی هستهای کشور، سازمان انرژی اتمی، صندوق پستی: 1339-14155، تهران ـ ایران 2. پژوهشکدهی چرخهی سوخت هستهای، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی، صندوق پستی: 8486-11365، تهران ـ ایران
LEAD_AUTHOR
محمدرضا
کاردان
mkardan@aeoi.org.ir
2
مرکز نظام ایمنی هستهای کشور، سازمان انرژی اتمی، صندوق پستی: 1339-14155، تهران ـ ایران 3. پژوهشکدهی کاربرد پرتوها، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی، صندوق پستی: 3486-11365، تهران ـ ایران
AUTHOR
ژیلا
کریمی دیبا
3
مرکز نظام ایمنی هستهای کشور، سازمان انرژی اتمی، صندوق پستی: 1339-14155، تهران ـ ایران
AUTHOR
اسد
باباخانی
ababakhani@aeoi.org.ir
4
مرکز نظام ایمنی هستهای کشور، سازمان انرژی اتمی، صندوق پستی: 1339-14155، تهران ـ ایران پژوهشکدهی فیزیک پلاسما و گداخت، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی، صندوق پستی: 51113-14399، تهران ـ ایران
AUTHOR
Nuclear and Industrial Safety Agency report of Japanese government to the IAEA ministerial conference on nuclear safety- The Accident at TEPCO's Fukushima Nuclear Power Stations NISA Jun. 2011 http://www.kantei.go.jp/foreign/kan/topics/201106/iaea_houkokusho_e.html.
1
Nuclear Installation Safety Net. Appendix VI- The International Nuclear Event Scale Tutorials– Regulatory control of nuclear power plants, IAEA (2001) http://www.iaea.org/ns/tutorials/regcontrol/chapters/appendix.pdf.
2
T. Suzuki, Occupational Exposure in Fukushima Accident, IAEA regional meeting in occupational radiation protection in emergency exposure situations, Chiba, Japan, 23 Nov. (2011).
3
Tokyo Power Electric Company evaluation status of internal exposure «over 20mSv and less or equal to 50mSv» in March and April– Attachment2 Aug. 2011, http://www.tepco.co.jp/en/press/corp-com/ release/ betu11_e/images/110810e18.pdf.
4
K. Sakai, Lessons Learnt from Fukushima Accident, IAEA regional meeting in occupational radiation protection in emergency exposure situations, Chiba, Japan, 23 Nov. (2011).
5
H. Tatsuzaki, Medical Management of Emergency Workers, IAEA regional meeting in occupational radiation protection in emergency exposure situations, Chiba, Japan, 23 Nov. (2011).
6
Reports of Iran Nuclear Regulatory Authority about the damaged NPPs of Japan, http://www.aeoi.org.ir/Portal/Home.
7
The Fukushima Nuclear Accident and Crisis Management (Lessons for Japan-U.S. Alliance Cooperation), The Sasakawa Peace Foundation, (Sept. 2012).
8
Prime Minister of Japan and His Cabinet additional report of the Japanese government to the IAEA- The Accidents at TEPCO's Fukushima Nuclear Power Stations (second report) (Sept. 2011) http://www.kantei.go.jp/foreign/kan/topics/201106/iaea_houkokusho_e.html.
9
Status of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant and Related Environmental Conditions, IAEA, Vienna, 26 (Sept. 2012).
10
Radiation Protection and Safety of Radiation Sources: International Basic Safety Standards, IAEA Safety Standards Series No GSR Part 3 (Interim), General Safety Requirements Part 3, IAEA, Vienna, (2011).
11
http://ajw.asahi.com/article/0311disaster/quake_tsunami/AJ201108257639.
12
ORIGINAL_ARTICLE
کنترل حالت لغزش پویای مولدهای بخار هستهای با استفاده از بازخورد خروجی بر مبنای یک مدل غیرخطی
مولد بخار هستهای با لولههای U شکل، یک مؤلفهی مهم و حیاتی در نیروگاههای هستهای با رآکتور آب تحت فشار است. کنترل ضعیف سطح آب مولد بخار در مدار ثانویهی یک نیروگاه هستهای میتواند منجر به خاموشسازیهای متعدد رآکتور یا آسیب رسیدن به تیغههای توربین شود. مشکلهای طراحی یک کنترلکنندهی مؤثر سطح آب برای مولد بخار هستهای با لولههای U شکل، ناشی از دو عامل اساسی است: 1) غیرخطی بودن و پیچیدگی پویایی سیستم و 2) خاصیت ناکمینهی فاز سیستم به دلیل پدیدهی انقباض و انبساط. بنابراین، طراحی یک کنترلکنندهی مناسب، یک گام اساسی در جهت افزایش دسترسپذیری نیروگاه هستهای است. هدف این مقاله، طراحی، تحلیل و ارزیابی یک کنترلکنندهی سطح آب برای مولدهای بخار هستهای با لولههای U شکل با استفاده از کنترل حالت لغزش پویا بر مبنای یک مدل غیرخطی است. روش به کار گرفته شده، از نقطهنظر پیادهسازی عملی و سختافزاری ساده است و علاوه بر این، کنترل حالت لغزش پویا، مشخصات پویایی مطلوب در طول فرایند کنترل و تعقیب کامل مسیر را به طور مستقل از اغتشاشها و نایقینیها به دست میدهد. برای صحهگذاری کنترل طراحی شده، با شبیهسازی یک حادثه در نیروگاه هستهای واقعی از شبیهساز مولد بخار هستهای استفاده شده است. نتایج شبیهسازیها بیانگر کارآیی، مقاوم بودن و پایداری کنترل پیشنهادی در حضور اغتشاشهای خارجی است.
https://jonsat.nstri.ir/article_336_8e4aa1d82a0225d87bb28c0c584a36cd.pdf
2013-11-22
46
64
مولدهای بخار هستهای
کنترل حالت لغزش پویا
رآکتور آب تحت فشار
مدل غیرخطی
غلامرضا
انصاریفر
1
گروه مهندسی هستهای، دانشکدهی علوم و فنآوریهای نوین، دانشگاه اصفهان، صندوق پستی: 73441-81746، اصفهان ـ ایران
LEAD_AUTHOR
حیدرعلی
طالبی
2
دانشکدهی مهندسی برق، دانشگاه صنعتی امیرکبیر، صندوق پستی: 4413-15875، تهران ـ ایران
AUTHOR
G. R. Ansarifar, H. Davilu, H. A. Talebi, Gain scheduled dynamic sliding mode control for nuclear steam generators, Progress in Nuclear Energy, 53 (2011) 651-663.
1
M. V. Kothare, B. Mettler, M. Morari, P. Bendotti, C. M. Falinower, Level control in the steam generator of a nuclear power plant, IEEE, Proceeding of the 35th Conference on Decision and Control, Kobe, Japan, December (1996).
2
M. V. Kothare, B. Mettler, M. Morari, P. Bendotti, C. M. Falinower, Level control in the steam generator of a nuclear power plant, IEEE Transactions on Control Systems Technology, 8 (January 2000) 55-59.
3
E. Irving, C. Miossec, J. Tassart, Towards efficient full automatic operation of the PWR steam generator with water level adaptive control, Proc.2nd Int. conf. on Boiler Dynamics and Control in Nuclear Power Stations, Bournemouth, October 1979, British Nuclear Energy Society, London, (1980) 309-329.
4
A. Feliachi and L. A. Belbelidia, Optimal level controller for steam generators in pressurized water reactors, IEEE Transaction on Energy Conversion, EC-2 (June 1987) 161-167.
5
B. H. Cho and H. C. No, Design of stability-guaranteed neurofuzzy logic controller for nuclear steam generators, Nuclear Engineering and Design, 166 (1996) 17-29.
6
Ke Hu, Jingqi Yuan, Multi-model predictive control method for nuclear steam generator water level, Energy Conversion and Management, 49 (2008) 1167-1174.
7
G. R. Ansarifar, H. A. Talebi, H. Davilu, Adaptive estimator-based dynamic sliding mode control for the water level of nuclear steam generators, Progress in Nuclear Energy, 56 (2012) 61-70.
8
D. C. Arwood and T. W. Kerlin, A mathematical model for an integral economizer U-tube steam generator, Nucl. Technol, 35 (1977) 12-32.
9
G. W. Suh and H. C. No, Dynamic modeling and optimum level controller design for steam generators in pressurized water reactors, Nuclear Science and Engineering, 90 (1985) 236-247.
10
W. H. Strohmayer, Dynamic Modeling of Vertical U-tube Steam Generators for Operational Safety Systems, Ph.D. MIT University, Boston, USA (1982).
11
A. lsidori, Nonlinear Control Systems, Springer, New York (1989).
12
R. DeCarlo, S. H. Zak, G. P. Matthews, Variable structure control of nonlinear multivariable systems: A Tutorial, Proc. IEEE Proc., 76 (1988) 212-232.
13
V. I. Utkin, Sliding modes in control and optimization, Springer, Berlin (1992).
14
Y. Shtessel, Nonlinear Nonminimum phase output tracking via dynamic sliding manifolds, J. Franklin Inst., 335B (1998) 841-850.
15
Kernkraftwerk Philippsburg 2, Inbetriebsetzung-Ergebnisbericht Lastabwurf auf Eigenbedarf'. Nr. D-080-305 (1985).
16
ORIGINAL_ARTICLE
اثر پرتو گاما بر برخی از ویژگیهای فیزیکی- شیمیایی، ترکیبهای فراسودمند و خاصیت ضداکسایشی آب انار
فرآوری گرمایی تأثیر قابل توجهی برترکیبهای فراسودمند انار دارد. در این پژوهش اثر دزهای مختلف تابش گاما بر برخی از ویژگیهای فیزیکی- شیمیایی، ترکیبهای فراسودمند، خاصیت ضداکسایشی و رنگ آب انار رقمهای ملس ممتاز ساوه و آلک ساوه مورد ارزیابی قرار گرفت. پرتودهی در دزهای ◦ تا 3 کیلوگری تغییر معنیداری در pH، قدرت اسیدی کل و مقدار مواد جامد محلول نمونهها ایجاد نکرد. کاهش مقدار ترکیبهای فنولی هم معنیدار نبود. مقدار آنتوسیانین کل نمونهها بعد از پرتودهی یک کاهش معنیدار نشان داد؛ میزان کاهش در آب انارهای دانهی انار ملس ممتاز و آلک ساوه به ترتیب، 34 و %29، و در آب انار میوهی کامل انار در حدود، به ترتیب، 32 و %30 بود. با افزایش دز پرتودهی، فعالیت ضداکسایشی نمونههای انار نسبت به کنترل روند کاهشی داشت اما معنیدار نبود. پرتودهی آب انارها تفاوت معنیداری در عاملهای رنگ هانترلب ایجاد کرد. در اثر پرتودهی مقدار L* نمونههای آب انار نسبت به کنترل به صورت معنیداری افزایش یافت، در حالیکه مقادیر a* و b* به صورت معنیداری کاهش یافتند. به طور کلی میتوان نتیجه گرفت که اثر تخریبی دزهای پایین پرتودهی بر ترکیبهای فراسودمند و ویژگیهای فیزیکی- شیمیایی آب انار ناچیز است.
https://jonsat.nstri.ir/article_339_2938ad9fc65eaaad4f26914ae8fd58ae.pdf
2013-11-22
65
75
آب انار
پرتو گاما
ترکیبهای فراسودمند
خاصیت ضداکسایشی
حمیدرضا
علیقورچی
1
گروه علوم و صنایع غذایی، دانشگاه تربیت مدرس، صندوق پستی: 336-14115، تهران ـ ایران
AUTHOR
محسن
برزگر
2
گروه علوم و صنایع غذایی، دانشگاه تربیت مدرس، صندوق پستی: 336-14115، تهران ـ ایران
LEAD_AUTHOR
محمدعلی
سحری
3
گروه علوم و صنایع غذایی، دانشگاه تربیت مدرس، صندوق پستی: 336-14115، تهران ـ ایران
AUTHOR
سلیمان
عباسی
4
گروه علوم و صنایع غذایی، دانشگاه تربیت مدرس، صندوق پستی: 336-14115، تهران ـ ایران
AUTHOR
Codex Alimentarius Commission, Project document for a regional standard for pomegranate, FAO/WHO, Tunisia (2009).
1
H. E. Uljas, S. C. Ingham, Combinations of intervention treatments resulting in 5-log10-unit reductions in numbers of Escherichia coli O157: H7 and Salmonella typhimurium DT104 organisms in apple cider, Applied and Environmental Microbiology, 65(5) (1999) 1924-1929.
2
V. H. Tournas, J. Heeres, L. Burgess, Moulds and yeasts in fruit salads and fruit juices, Food Microbiology, 23 (2006) 684-688.
3
GAO, Food irradiation: FDA could improve its documentation and communication of key decisions on food irradiation petitions, Washington, D. C. GAO-10-309R (2010).
4
M. N. C. Harder, V. Arthur, The Effects of Gamma Radiation in Nectar of Kiwifruit (Actinidia deliciosa), In: Feriz Adrovic, Gamma Radiation. Publisher: InTech, Rijeka, Croatia, Brazil (2012).
5
J. W. Lee, J. K. Kim, P. Srinivasan, J. Choi, J. H. Kim, S. B. Han, D. J. Kimc, M. W. Byun, Effect of gamma irradiation on microbial analysis, antioxidant activity, sugar content and color of ready-to-use tamarind juice during storage, LWT-Food Science and Technology, 42 (2009) 101-105.
6
H. Alighourchi, M. Barzegar, S. Abbasi, Effect of gamma irradiation on the stability of anthocyanins and shelf-life of various pomegranate juices, Food Chemistry, 110 (2008) 1036-1040.
7
K. Chachin, K. Ogata, Changes of chemical constituents and quality in some juice irradiated with the sterilizing dose level of gamma rays, Food Irradiation, 4 (1969) 85–90.
8
B. A. Niemira, L. Deschênes, Ionizing Radiation Processing of Fruits and Fruit Products, In Barrett, D. M. Somogyi, L. and Ramaswamy H. Processing Fruits: Science and Technology: CRC Press, Florida, (2004).
9
H. P. Song, M. W. Byun, C. Jo, C. H. Lee, K. S. Kim, D. H. Kim, Effects of gamma irradiation on the microbiological, nutritional, and sensory properties of fresh vegetable juice, Food Control, 18 (2007) 5-10.
10
D. Foley, K. Pickett, J. Varon, J. Lee, D. Mln, R. Caporaso, A. Prakash, Pasteurization of fresh orange juice using gamma irradiation: microbiological, flavor, and sensory analyses, Journal of Food Science, 67 (2002) 1495-1501.
11
M. Spoto, R. Domarco, J. Walder, R. Hoekstra, R. Andrade, Preservation of concentrated orange juice by gamma radiation, Boletim-da-Sociedade-Brasileira-de-Ciencia-e-Technologia-de-Alimentos, 27 (1993) 96-104.
12
H. Alighourchi, M. Barzegar, Some physicochemical characteristics and degradation kinetic of anthocyanin of reconstituted pomegranate juice during storage, Journal of Food Engineering, 90 (2009) 179-185.
13
F. Tezcan, M. Gültekin-Özgüven, T. Diken, B. Özçelik, F. B. Erim, Antioxidant activity and total phenolic, organic acid and sugar content in commercial pomegranate juices, Food Chemistry, 115 (2009) 873-877.
14
R. E. Wrolstad, R. W. Durst, J. Lee, Tracking color and pigment changes in anthocyanin products, Trends in Food Science and Technology, 16 (2005) 423-428.
15
G. Ferrari, P. Maresca, R. Ciccarone, The application of high hydrostatic pressure for the stabilization of functional foods: Pomegranate juice, Journal of Food Engineering, 100 (2010) 245-253.
16
M. Çam, Y. Hışıl, G. Durmaz, Classification of eight pomegranate juices based on antioxidant capacity measured by four methods, Food Chemistry, 112 (2009) 721-726.
17
A. O. Adekunte, B. K. Tiwari, P. J. Cullen, A. G. M. Scannell, C. P. O’Donnell, Effect of sonication on colour, ascorbic acid and yeast inactivation in tomato juice, Food Chemistry, 122 (2010) 500-507.
18
P. B. Pathare, U. L. Opara, F. A. J. Al-Said, Colour measurement and analysis in fresh and processed foods: A Review, Food and Bioprocess Technology, (2012) 1-25.
19
A. C. Chang, The effects of gamma irradiation on rice wine maturation, Food Chemistry, 83 (2003) 323-327.
20
M. Harder, T. De Toledo, A. Ferreira, V. Arthur, Determination of changes induced by gamma radiation in nectar of kiwi fruit (Actinidia deliciosa), Radiation Physics and Chemistry, 78 (2009) 579-582.
21
H. Alighourchi, M. Barzegar, S. Abbasi, Anthocyanins characterization of 15 Iranian pomegranate (Punica granatum L.) varieties and their variation after cold storage and pasteurization, European Food Research and Technology, 227 (2008) 881-887.
22
M. I. Gil, F. A. Tomás-Barberán, B. Hess-Pierce, D. M. Holcroft, A. A. Kader, Antioxidant activity of pomegranate juice and its relationship with phenolic composition and processing, Journal of Agricultural and Food Chemistry, 48 (2000) 4581-4589.
23
K. Harrison, L. Were, Effect of gamma irradiation on total phenolic content yield and antioxidant capacity of almond skin extracts, Food Chemistry, 102 (2007) 932-937.
24
M. Schindler, S. Solar, G. Sontag, Phenolic compounds in tomatoes, Natural variations and effect of gamma-irradiation, European Food Research and Technology, 221 (2005) 439-445.
25
H. J. Ahn, J. H. Kim, J. K. Kim, D. H. Kim, H. S. Yook, M. W. Byun, Combined effects of irradiation and modified atmosphere packaging on minimally processed Chinese cabbage (Brassica rapa L.), Food Chemistry, 89 (2005) 589-597.
26
S. T. Talcott, C. H. Brenes, D. M. Pires, D. Del Pozo-Insfran, Phytochemical stability and color retention of copigmented and processed muscadine grape juice, Journal of Agricultural and Food Chemistry, 51 (2003) 957-963.
27
N. Ayed, H. L. Yu, M. Lacroix, Improvement of anthocyanin yield and shelf-life extension of grape pomace by gamma irradiation, Food Research International, 32 (1999) 539-543.
28
F. Zhu, Y. Z. Cai, J. Bao, H. Corke, Effect of γ-irradiation on phenolic compounds in rice grain, Food Chemistry, 120 (2010) 74-77.
29
C. Jo, J. H. Son, H. J. Lee, M. W. Byun, Irradiation application for color removal and purification of green tea leaves extract, Radiation Physics and Chemistry, 66 (2003) 179-184.
30
M. Suhaj, J. Rácová, M. Polovka, V. Brezová, Effect of γ-irradiation on antioxidant activity of black pepper (Piper nigrum L.), Food Chemistry, 97 (2006) 696-704.
31
G. Cao, E. Sofic, L. Ronald, Antioxidant capacity of tea and common vegetables, Journal of Agricultural and Food Chemistry, 44 (1996) 3426-3431.
32
D. Kilcast, Effect of irradiation on vitamins, Food Chemistry, 49 (1994) 157-164.
33
H. P. Song, D. H. Kim, C. Jo, C. H. Lee, K. S. Kim, M. W. Byun, Effect of gamma irradiation on the microbiological quality and antioxidant activity of fresh vegetable juice, Food Microbiology, 23 (2006) 372-378.
34
M. A. Murcia, I. Egea, F. Romojaro, P. Parras, A. M. Jiménez, M. Martínez-Tomé, Antioxidant evaluation in dessert spices compared with common food additives, Influence of irradiation procedure, Journal of Agricultural and Food Chemistry, 52 (2004) 1872-1881.
35
N. Y. Lee, C. Jo, S. H. Sohn, J. K. Kim, M. W. Byun, Effects of gamma irradiation on the biological activity of green tea byproduct extracts and a comparison with green tea leaf extracts, Journal of Food Science, 71 (2006) C269-C274.
36
J. K. Kim, C. Jo, H. J. Hwang, H. J. Park, Y. J. Kim, M. W. Byun, Color improvement by irradiation of Curcuma aromatica extract for industrial application, Radiation Physics and Chemistry, 75 (2006) 449-452.
37
ORIGINAL_ARTICLE
بررسی محصولهای شکافت، محصولهای فعالسازی و آکتینیدها در قلب رآکتور پژوهشی تهران
عناصر پرتوزا در قلب رآکتور پژوهشی تهران با استفاده از کد محاسباتی 2.1 ORIGEN بررسی شدند. ابتدا، برای اطمینان از نحوهی مدلسازی، نتایج با نتایج «گزارش تحلیل ایمنی رآکتور پژوهشی تهران (SAR)» برای قلب مشابه، مقایسه شد. پس از اطمینان از درستی نتایج، محاسبه برای قلب C-57 رآکتور، انجام شد. براساس نتایج حاصل و با استفاده از کدهای مربوطه، امکان ارزیابی اثرهای پرتوشناختی ناشی از آزاد شدن عناصر پرتوزا در صورت بروز حادثهی فرضی محتمل در رآکتور پژوهشی تهران فراهم شد.
https://jonsat.nstri.ir/article_342_2a8c2899e3510fd9e5861cbf04bbff86.pdf
2013-11-22
76
81
: محصولهای شکافت
محصولهای فعالسازی
رآکتور پژوهشی تهران
کد محاسباتی 2.1 ORIGEN
اثرهای پرتو شناختی
نفیسه
تهرانی
1
پژوهشکدهی رآکتورها و شتاب دهندهها، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 836-14395، تهران ـ ایران
LEAD_AUTHOR
صمد
خاکشورنیا
skhakshour@aeoi.org.ir
2
پژوهشکدهی رآکتورها و شتاب دهندهها، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 836-14395، تهران ـ ایران
AUTHOR
NRC, Glossary, Available at WWW.NRC.gov.
1
A. G. Crofft, A User’s Manual for the ORIGEN 2.1 Computer Code, Rep. ORNL/TM-7175Oak Ridge National Laboratory, (July 1980).
2
INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Research Reactor Core Conversion Guidebook, IAEA-TECDOC-643, Vol. 2, IAEA, Vienna (1992).
3
Hyedong Jeong & Soon Heung Chang, Estimation of the Fission Products, Actinides and Tritium of HTR-10, Korea Advanced Institute of Science and Technology, (Sep 2009).
4
Sana Ullahb, Saeed Ehsan Awana, Source Term Evaluation for the upgraded LEU Pakistan Research Reactor-1 under severe accidents, Nuclear Engineering and Design 240 (2010), 3740–3750, (Aug 2010).
5
Wm. J. Garland, Decay Heat Estimates for MNR, McMaster Nuclear Reactor-McMaster University Hamilton, Ontario, (Feb 1999).
6
Josip Vuković, Davor Grgić, Damir Konjarek, ORIGEN2.1 Cycle Specific Calculation of Krško Nuclear Power Plant Decay Heat and Core Inventory, the 8th International Conference on Nuclear Option in Countries with Small and Medium Electricity Grids Dubrovnik, Croatia, (May 2010).
7
T. R. R. Amendment to the Safety Analysis Report, Prov. de Rio Negro, Argent., (Sep 1989).
8
M. Shams, Evaluation of source term in accident of research reactors and its biological impacts, Mechanical Engineering Department, Sharif University of Technology (Shahrivar 1369).
9
N. Tehrani, Source term calculation in TRR (part 1: Equilibrium core), AEOI, Reactors and Accelerators Research School (Khordad 1390).
10
Atomic Energy Organization of Iran, Safety Analysis Report for Tehran Research Reactor, (January 2009).
11
N. Tehrani, Source term calculation in TRR (part 2: core # 57-C), AEOI, Reactors & Accelerators Research School (Mehr 1390).
12
AEOI, Tehran Research Reactor Logbooks (1389).
13
International Atomic Energy Agency, Safety Reports Series No. 53, Derivation of the Source Term and Analysis of the Radiological Consequences of Research Reactor Accidents, VIENNA (2008).
14
ORIGINAL_ARTICLE
تأثیر بهینهسازی نسل سوم رآکتور هستهای روسی مدل 446V- بر ایمنی هستهای
مجموعه رآکتور هستهای 446-V به کار گرفته شده در طرح 91/99AES- به منزلهی پروژهی بهینه شدهی رآکتور 1000WWER- بر مبنای رآکتور مدل 320V-است. بهبود خواص نوترونی- فیزیکی قلب رآکتور همراه با تجدید ساختار قسمتهای اصلی آن که امکان بهکارگیری سوخت اورانیم- گادولینیمی را فراهم ساخته است و مد نظر قرار دادن ضریبهای منفی واکنشپذیری دمایی قرص سوخت، توان رآکتور و سیال خنککننده، طراحی خط کنترل تکمیلی در سیستم بازدارندهی افزایش فشار مدار اول هنگام بروز حوادث ماورای طراحی و در خلال آزمون هیدرولیک و همچنین پژوهش مفهوم «نشت قبل از شکستگی» به کمک سیستمهای جدید کنترل و عیبیابی ویژهی تجهیزات، شیرآلات و خط لولههای مدار اولیه تنها بخشی از اقداماتی است که باعث افزایش سطح ایمنی نسل جدید، در مقایسه با مدلهای پیشین 1000WWER- شده است. به کارگیری تجربیات حاصل از اجرای طرح 428V- (رآکتور تیان وان چین) هنگام طراحی مدل 446V- و استفاده از عایق حرارتی جدا شونده در کنار اتخاذ تصمیمهای فنی جدید از جمله برنامهی جدید نمونههای فلز شاهد، محدود نمودن مقدار نیکل در خطوط جوش و ناخالصیهای مضر در فلز پایه و خطوط جوش که امکان افزایش مدت زمان بهرهبرداری رآکتور را تا 60 سال فراهم نموده است، اقدامهایدیگری هستند که افزایش ایمنی نسل جدید را فراهم آوردهاند. رعایت الزامهای استانداردها و مدارک فنی آژانس بینالمللی انرژی اتمی، اتحادیهی اروپا، روسیه، قوانین و استانداردهای تدوین شده توسط نظام ایمنی هستهای کشورهای مقصد و تجارب بینالمللی در زمینهی طراحی، ساخت و بهرهبرداری از رآکتورهای هستهای موجب شده است که نسل جدید رآکتورهای روسی از سطح ایمنی بالایی برخوردار باشند.
https://jonsat.nstri.ir/article_344_edbc93cf6a696c7e6ae0209897945eb2.pdf
2013-11-22
82
92
ایمنی هستهای
نسل سوم رآکتور 446-V
بهینهسازی
اصغر
جانیپور
1
مرکز آموزش نیروگاه اتمی بوشهر، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 111-75181، بوشهر ـ ایران 2. دانشگاه آزاد اسلامی واحد علوم و تحقیقات بوشهر، صندوق پستی: 7513938487، بوشهر ـ ایران
LEAD_AUTHOR
کریم
رحیمزاده
2
مرکز آموزش نیروگاه اتمی بوشهر، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 111-75181، بوشهر ـ ایران
AUTHOR
Aтомная стртегия ноябрь, (2005), XXI.
1
AES-92 for Belene: The Mystery Reactor by Antonia Wenisch, (2007), www.ecolgy.at.
2
Основные технические решения по повышению безопасности и экономичности оборудования реакторных установок для АЭС «Тяньвань», «Бушер» и II очереди НВ АЭС, А.И. Репин, С.Б. Рыжов, Ю.Л. Бочаров, А.Я. Веденьев, Е.В. Барамыков, Д.Н. Ермаков, М.П. Бурляев, О.В. Титов ОКБ «Гидропресс», г. Подольск (2001).
3
OКБ “ГИДРОПРЕСС” РУ с ВВЭР-1000 (2008).
4
Контроль свойств металла корпуса реактора РУ с ВВЭР в процессе эксплуатации по образцам-свидетелям. В.М.Комолов, Г.Ф.Банюк, Ю.Л.Бочаров, Е.И.Капралов, Ю.М.Максимов, В.С.Резников, И.О.Трегубов, В.И.Цофин ОКБ «Гидропресс» г.Подольск (2001).
5
Модернизация ИПУ КД УФ 50024-100 АЭС ВВЭР-1000 для работы в условиях запроектной аварии B.А. Ананьевский, В.0. Садовников КЦКБА, г. Киев; ОКБ “Гидропресс” г. Подольск Московская обл.
6
ПРИМЕНЕНИЕ КОНЦЕПЦИИ «ТЕЧЬ ПЕРЕД РАЗРУШЕНИЕМ» К ГЛАВНЫМ ЦИРКУЛЯЦИОННЫМ ТРУБОПРОВОДАМ РЕАКТОРА ВВЭР-1000 Л. Соков, В. Пиминов (2001).
7
Концепция безопасности “течь перед разруешнем для сосудови трубопровдов давления” А.Ф. Гетман Москва (1999).
8
Скобелкина Татьяна Николаевна Моделирование и диагностика теплофизических характеристик быстросъемной теплоизоляции многоразового использования для атомных станций с реактором ВВЭР, Москва (2007).
9
БЛОЧНАЯ ТЕПЛОВАЯ ИЗОЛЯЦИЯОБОРУДОВАНИЯ И ТРУБОПРОВОДОВ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ ВВЭР-1000 В.А. Лукьянов, Р.Г. Иванов, Н.Н. Климов, Подшибякин А. К. О. П. Архипов ОКБ “Гидропресс” 142103, г. Подольск, Московская область, ул. Орджоникидзе, 21.
10
49BU.1 0.0.OO. FSAR.RDR001, Revision 1.
11
ORIGINAL_ARTICLE
تأثیر فرایند نوردکاری سرد بر خواص مکانیکی، خوردگی و جهتگیری هیدرید در آلیاژ زیرکنیم- (%1) نیوبیم
تشکیل هیدریدهای با جهتگیری شعاعی، تأثیر مخربی بر خواص مکانیکی و خوردگی آلیاژ زیرکنیم حاوی (%1) نیوبیم دارد. از جمله عوامل تأثیرگذار بر تشکیل این گونه هیدریدها فرایند سردکاری است. در این مطالعه تأثیر دو دسته مراحل متفاوت نوردکاری سرد برای تولید غلاف سوخت از این جنبه مورد بررسی قرار گرفته است. پارامترهای مختلف طراحی مراحل نوردکاری بررسی و در نهایت دو روش نوردکاری به صورت 4 مرحلهای (روش جدید) و 6 مرحلهای (روش متعارف پیشین) از نظر ریزساختار، خواص مکانیکی، خوردگی و جهتگیری هیدرید مقایسه شد. نتایج آزمایشگاهی نشان داد که طراحی پاس جدید نوردکاری سرد منجر به همگنی بیشتر ریزساختار تبلور مجدد، کاهش اندازهی دانه و افزایش همزمان استحکام و انعطافپذیری و کاهش نرخ خوردگی آلیاژ میشود.
https://jonsat.nstri.ir/article_341_725081238302634123f240e3ab8e6bc8.pdf
2013-11-22
93
100
آلیاژ زیرکنیم- (%1) نیوبیم
فرایند نوردکاری سرد
جهتگیری هیدرید
مهدی
دادفر
mdadfar2001@yahoo.com
1
شرکت سوره، سازمان انرژی اتمی، صندوق پستی: 1957-81465، اصفهان ـ ایران
LEAD_AUTHOR
مرتضی
انصاریپور
2
شرکت سوره، سازمان انرژی اتمی، صندوق پستی: 1957-81465، اصفهان ـ ایران
AUTHOR
B. Cox, P. Rudling, Hydriding mechanisms and impact on fuel performance, Advanced Nuclear Technology, Uppsala Science Park, SWEDEN.
1
2. M. R. Louthan, R. P. Marshall, Control of hydride orientation in Zircaloy, J. Nuclear Material, 9 (1963) 170–184.
2
3. S. K. Yagnik, R-CKuo, Y. R. Rashid, A. J. Machiels, R. L. Yang, Effect of hydrides on the mechanical properties of Zircaloy-4, Proc. 2004 Int. Meeting on LWR Fuel Performance, Orland, Florida, Sept. 19–22, 2004, 1089, (2004) 191-199.
3
4. J. Bai, C. Prioul, D. Francois, Hydride embrittlement in Zircaloy-plate: part 1. Influence of microstructure on the hydride embrittlement in Zircaloy-4 at 20C and 350C, Metall. Trans. A, 25A (1994) 1185-1197.
4
5. S. Shimada, E. Etoh, H. Hayashi, Y. Tukuta, A metallographic and fractographic study of outside-in cracking caused by power ramp tests, J. Nuclear Material, 327 (2004) 97–113.
5
6. F. Nagase, T. Fuketa, Influence of hydride re-orientation on BWR cladding rupture under accidental conditions, J. Nuclear Science Tech., 41 [12] (2004) 1211–1217.
6
7. D. Hardie, M. W. Shanahan, Stress reorientation of hydrides in zirconium-2.5% niobium, J. Nuclear Material, 55 (1975) 1–13.
7
8. G. W. Parry, Stress reorientation of hydrides in cold-worked Zirconium-2.5% Niobium pressure tubes, AECL-2624, 1 (1996).
8
9. R. P. Marshall, Influence of fabrication history on stress-oriented hydrides in Zircaloy tubing, J. Nuclear Material, 24 (1967) 34–48.
9
10.J. J. Kearns, C. R. Woods, Effect of texture, grain size, and cold work on the precipitation of oriented hydrides in Zircaloy tubing and plate, J. Nuclear Material, 20 (1966) 241–261.
10
11.M. Leger, A. Donner, The effect of stress on orientation of hydrides in zirconium alloy pressure tube materials, Can. Metall. Q., 24[3] (1985) 235–243.
11
12.J. B. Bai, C. Prioul, D. Francois, Effect of microstructure factors and cold work on the hydride precipitation in Zircaloy-4 sheet, J. Adv. Science, 3[4] (1991) 188.
12
13.Y. Mishima, T. Okubo, Effect of thermal cycling on the stress orientation and circumferential ductility in Zircaloy-2, Can. Metall. Q., 11[1] (1972) 157–164.
13
14.R. P. Marshall, Control of hydride orientation in Zircaloy by fabrication practice, J. Nuclear Material, 24 (1967) 49–59.
14
15.P. Rudling and G. Wikmark, A unified model of Zircaloy BWR corrosion and hydriding mechanisms, J. Nuclear Material, 265 (1999) 44-59.
15
ORIGINAL_ARTICLE
مدلسازی جریان آب جوش در مولد بخار VVER-1000
مدل عددی دو بعدی و سه بعدی مولد بخار VVER-1000 ، که در صنعت هستهای کشور از آن استفاده میشود، در این مقاله ارایه شده است. برای مدلسازی انتقال حرارت جوشان، جوشش و میعان از روش اویلر- اویلر و در مدلسازی سه بعدی طرف ثانویهی مولد بخار از یک مدل فضای متخلخل پیش از این گزارش شده توسط استوسیک و استوانوویچ برای مولد بخار VVER-440 ، استفاده شده است. مدل فضای متخلخل به این معنی است که بسته لولههای طرف ثانویه به طور جزیی و دقیق مدلسازی نمیشوند، بلکه به صورت منبعهای تکانه و انتالپی فرض میشوند. مدلهای ساخته شده به کمک تابعهایی که در ANSYS-CFX تعریف شدهاند، بهبود یافتهاند. نتایج این مدلسازی مربوط به حالتی است که مولد در حداکثر توان کار میکند. نتایج به دست آمده، توزیع درصد حجمی بخار و نقش جداکنندهی شناور را، که تنها در VVER-1000 وجود دارد، نشان میدهد. برای راستی آزمایی نتایج، از نتایج آزمایشگاهی استوانوویچ (1997) استفاده شد. مقایسه بین نتایج به دست آمده از مدل عددی و نتایج تجربی تطابق قابل قبولی را نشان داد. در مدل دو بعدی، توزیع سرعت بخار در مکانهای مختلف به دست آمد.
https://jonsat.nstri.ir/article_340_9b39c869e96bcf246ce9907a306f8459.pdf
2013-11-22
101
108
مولد بخار VVER-1000مدل عددی دو بعدی و سه بعدی
مدل فضای متخلخل
امیر
صفوی
1
گروه مهندسی هستهای، دانشکدهی علوم و فنآوریهای نوین، دانشگاه اصفهان، صندوق پستی 73441-81746، اصفهان ایران
LEAD_AUTHOR
محمدرضا
عبدی
r.abdi@sci.ui.ac.ir
2
گروه فیزیک، دانشکدهی علوم، دانشگاه اصفهان، صندوق پستی: 73441-81746، اصفهان ـ ایران
AUTHOR
منصور
طالبی
mstalebi@aeoi.org.ir
3
پژوهشکدهی علوم و فنآوریهای هستهای، صندوق پستی: 1589-81465، اصفهان ـ ایران
AUTHOR
محمدحسین
استکی
m.esteki@eng.ui.ac.ir
4
گروه مهندسی پزشکی، دانشکدهی فنی- مهندسی، دانشگاه اصفهان، صندوق پستی: 73441-81746، اصفهان ـ ایران
AUTHOR
V. Stavanovic, M. Studovic, 3D modelling as a support to thermal-hydraulic safety analyses with standard codes, Faculty of Mechanical Engineering, University of Belgrade (1999).
1
G. Kristof, K. Szabo, T. Regert, Modeling of boiling water flow in the horizontal steam generator of the paks nuclear power plant, CFD. HU Ltd, Budapest, Hungry (2008).
2
3. T. Pättikangas, J. Niemi, V. Hovi, SGEN summary report: CFD modeling of horizontal steam generators (2010).
3
4. Y. M. Ferng, H. J. Chang, CFD investigation the impacts of changing operating conditions on the thermal–hydraulic characteristics in a steam generator, Nuclear Science and Technology Development Center, National Tsing Hua University (2007).
4
5. Z. V. Stosic and Stevanovic, V.D. advanced three-dimensional two-fluid porous media method for transient two-phase flow thermal-hydraulics in complex geometries. Numerical Heat Transfer, Part B, 41 (2002) 263–289.
5
C. Vallee, T. Honne, H. M. Prasser, T. Suhnel, Experimental investigation and CFD simulation of horizontal stratified two-phase flow phenomena, Forschungszentrum Dresden-Rossendorf e.V., Dresden, Germany (2007).
6
7. N. G. Rassohin, Nuclear Power Plant Steam Generators, Atomizat, Moskva, 106 (1980).
7
8. A. G. Ageev, Elektricheskie stancii, 6 (1987).
8
9. I. Karppinen, Third Int, Sem. Horizontal Steam Generators-Lappeenranta (1994).
9
10.V. I. Melikhov, O. I. Melikhov, B. I. Nigmatulin, Proc. Int. Conf. Two-phase flow modelling and experimentation, 1 (1995).
10