پژوهشگاه علوم و فنون هستهایمجله علوم و فنون هسته ای1735-187131420110220Design of the Buncher of Travelling-Wave Linear Acceleratorطراحی خوشهساز شتابدهندهی خطی الکترون از نوع موجرونده19430FAفرشادقاسمیگروه کاربرد پرتوها، دانشکده مهندسی هستهای، دانشگاه شهید بهشتی، صندوق پستی: 1983963113، تهران-ایرانفریدونعباسیدوانیگروه کاربرد پرتوها، دانشکده مهندسی هستهای، دانشگاه شهید بهشتی، صندوق پستی: 1983963113، تهران-ایرانمحمدلامعیرشتیپژوهشگاه دانشهای بنیادی (IPM)، صندوق پستی: 5531-19395، تهران-ایرانحامدشاکرپژوهشگاه دانشهای بنیادی (IPM)، صندوق پستی: 5531-19395، تهران-ایرانJournal Article20100707<span style="font-size: small;"><span style="font-family: Times New Roman;">The project of design and construction of linear electron accelerator is being performed by the Ministry of Science, Research and Technology and Institute for Research in Fundamental Sciences (IPM). The aim of the current research is to achieve the knowledge and the technology of manufacturing the components of linear accelerator; one of these components is buncher. In this paper, two types of bunchers are introduced, while the disk-loaded type has been selected to be fabricated. Studying the electrons motion in the field through the aperture of the disks and using the equations of disk-loaded waveguide theory, the dimensions of the desired buncher for this project were obtained. MATLAB software and SUPERFISH code were used in calculations and simulations. The design led to the initial and final phase ranges of 348 degrees and 50 degrees, respectively. The mentioned values for the initial and final phase ranges resulted in a bunching factor of about 7 that is appropriate for this type of the bunchers.</span></span>اجرای پروژهی طراحی و ساخت شتابدهندهی خطی الکترون توسط وزارت علوم، تحقیقات و فنآوری، به عهدهی پژوهشگاه دانشهای بنیادی گذاشته شده است. هدف تحقیقات جاری دستیابی به دانش و فنآوری ساخت اجزای شتابدهندهی خطی است که یکی از مؤلفههای آن، خوشهساز است. در این مقاله دو نوع خوشهساز معرفی شده و یکی از آنها یعنی خوشهساز نوع بارگذاری شده با صفحه برای طراحی و ساخت انتخاب شده است. با مطالعهی حرکت الکترونها در میدان مابین روزنهی صفحهها و استفاده از معادلات حاکم بر تئوری موجبرهای بارگذاری شده با صفحه، ابعاد خوشهساز موردنظر این طرح به دست آمده است. در محاسبات و برای شبیهسازی از نرمافزار MATLAB و کد SUPERFISH استفاده شده و گسترهی فازی ورودی و خروجی این طراحی، به ترتیب، برابر 348 و 50 درجه تعیین گردیده است. این، به ضریب خوشهسازی حدود 7 میانجامد که مقدار مناسبی برای این نوع خوشهسازها است.پژوهشگاه علوم و فنون هستهایمجله علوم و فنون هسته ای1735-187131420110220Calculation of the Intensity of Electrical Field at the End of the Loaded Path in the Solid-State Nuclear Track Detectors by Using the Numerical Calculation of Laplace Equationsمحاسبهی شدت میدان الکتریکی در انتهای مسیر باردار در آشکارساز ردپای هستهای حالت جامد به کمک حل عددی معادلهی لاپلاس1018431FAمحمدمحسنکلاهدوزدانشکده برق و کامپیوتر، دانشگاه صنعتی اصفهان، صندوق پستی: 83111-84156، اصفهان ـ ایرانعلیابوطالبیگروه برق، مؤسسه آموزش عالی نقش جهان، اصفهان ـ ایرانفریدشیخالاسلامدانشکده برق و کامپیوتر، دانشگاه صنعتی اصفهان، صندوق پستی: 83111-84156، اصفهان ـ ایرانJournal Article20090714<span style="font-family: Times New Roman; font-size: small;">The goal of this article is calculation of the electric field at the end of loaded path in solid- state track detectors. For the calculation, Laplace-Equation has been solved numerically. By solving the equation, upon considering a specific potential at the boundary of the region, in addition to calculating the electric field at the end of path, the parameters which are affecting the electric field have also been investigated.</span>در این مقاله، هدف، محاسبهی میدان در انتهای یک مسیر باردار در آشکارساز سونش الکتروشیمیایی ردپای هستهای میباشد. برای حل این مسئله از حل عددی معادلهی لاپلاس استفاده شده است. با حل این معادله و با در نظر گرفتن یک پتانسیل مشخص و معین در یک ناحیهی مرزی میتوان علاوه بر محاسبهی شدت میدان در انتهای مسیر باردار، عوامل مؤثر بر شدت میدان را مورد بررسی قرار داد.پژوهشگاه علوم و فنون هستهایمجله علوم و فنون هسته ای1735-187131420110220Separation of Eu Radioisotopes Impurity from Irradiated Natural Sm Target for Purification of 153Smجداسازی Sm153 از ناخالصی رادیوایزوتوپهای Eu تولید شده در هدف ساماریوم (Sm) طبیعی پرتودهی شده1924432FAسیده زهرااسلامیرادپژوهشکده چرخه سوخت هستهای، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 8486-11365، تهران ـ ایران
2- دانشکده مهندسی هستهای و فیزیک، دانشگاه صنعتی امیرکبیر، صندوق پستی: 4413-15875، تهران - ایرانمجتبیشمساییدانشکده مهندسی هستهای و فیزیک، دانشگاه صنعتی امیرکبیر، صندوق پستی: 4413-15875، تهران - ایرانرضاقلیپورپیوندیپژوهشکده چرخه سوخت هستهای، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 8486-11365، تهران ـ ایرانمحمدقنادی مراغهپژوهشکده چرخه سوخت هستهای، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 8486-11365، تهران ـ ایران0000-0002-3370-1810علیبهرامیسامانیدانشکده مهندسی هستهای و فیزیک، دانشگاه صنعتی امیرکبیر، صندوق پستی: 4413-15875، تهران - ایرانسیمیندختشیروانیپژوهشکده چرخه سوخت هستهای، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 8486-11365، تهران ـ ایرانJournal Article20090613The <sup>153</sup>Sm production by neutron bombardment of a natural samarium target produces <sup>154,155,156</sup>Eu impurities. Therefore, it is important to investigate amount of impurities and their separation methods. In this study, <sup>153</sup>Sm was separated from Eu radioisotopes by ion exchange chromatography. Natural Sm<sub>2</sub>O<sub>3</sub> powder was dissolved in HNO<sub>3</sub> and encapsulated in aluminum foils. The target was irradiated by the Tehran 5MW Research Reactor with the neutron flux of 5´10<sup>13</sup> n cm<sup>-2</sup> s<sup>-1</sup>. The irradiated target was dissolved in HCl and was injected into a chromatography column that was packed with Dowex-50Wx8, 200-400 mesh resin. As a result, <sup>153</sup>Sm was separated with the recovery yield ofmore than 65% with a purity better than 99.8% from Eu impuritiesتولید <span style="font-family: Times New Roman;">Sm</span><sup>153 </sup>از بمباران نوترونی هدف ساماریم طبیعی، تولید ناخالصیهای <span style="font-family: Times New Roman;">Eu</span><sup>154،155،156</sup> را به دنبال دارد. بنابراین میزان و روش جداسازی این ناخالصیها حایز اهمیت است. این مقاله جداسازی <span style="font-family: Times New Roman;">Sm</span><sup>153</sup> از ایزوتوپهای <span style="font-family: Times New Roman;">Eu</span> با استفاده از روش کروماتوگرافی تبادل یون را مورد مطالعه قرار میدهد. ساماریم طبیعی به صورت پودر اکسید آن (<sub>3</sub><span style="font-family: Times New Roman;">O</span><sub>2</sub><span style="font-family: Times New Roman;">Sm</span>) در نیتریک اسید حل و در داخل محفظهی آلومینیمی در رآکتور <span style="font-family: Times New Roman;">MW</span>5 تهران با شار نوترونی <sup>1-</sup><span style="font-family: Times New Roman;">S</span><sup>2-</sup><span style="font-family: Times New Roman;">cm</span>10<sup>13</sup>×5 پرتودهی شد. نمونهی پرتودهی شده در هیدروکلریک اسید حل و به ستون کروماتوگرافی حاوی رزین <span style="font-family: Times New Roman;">Dowex-50Wx8</span> با اندازهی ذرات 200 تا 400 مش تزریق و <span style="font-family: Times New Roman;">Sm</span><sup>153</sup> با بهرهی جداسازی بیش از 65% و خلوص رادیونوکلیدی 8<sub>/</sub>99% از ناخالصیهای <span style="font-family: Times New Roman;">Eu</span> جداسازی شد.پژوهشگاه علوم و فنون هستهایمجله علوم و فنون هسته ای1735-187131420110220Separation of UO22+ and F- by γ-Alumina from Aqueous Solutions Containing NO3- and F-جداسازی یونهای +22UO و –F توسط گاما- آلومینا از محلولهای حاوی -3NO و –F2536433FAکاظمفاطمیشرکت سوخت رآکتورهای هستهای، صندوق پستی: 43551-14376، اصفهان - ایرانرسولسیاریشرکت سوخت رآکتورهای هستهای، صندوق پستی: 43551-14376، اصفهان - ایرانحمیدرضامهاجرانیشرکت سوخت رآکتورهای هستهای، صندوق پستی: 43551-14376، اصفهان - ایرانمحمدرضارضوانیانزادهشرکت سوخت رآکتورهای هستهای، صندوق پستی: 43551-14376، اصفهان - ایرانمحمدرضاقاسمیشرکت سوخت رآکتورهای هستهای، صندوق پستی: 43551-14376، اصفهان - ایرانرضاشفیعیشرکت سوخت رآکتورهای هستهای، صندوق پستی: 43551-14376، اصفهان - ایرانامیدقیصریشرکت سوخت رآکتورهای هستهای، صندوق پستی: 43551-14376، اصفهان - ایرانJournal Article20091122<span style="font-family: Times New Roman;"><span style="font-size: small;">In </span><span style="font-size: small;">this research, separation of fluoride and uranyl ions from high content nitrate and fluoride solution, by γ-Alumina in moving and fixed bed methods, has been studied. In this investigation, the effect of some principal parameters such as, alumina weight, its particle size, and pH on the efficiency of separation of these ions from uranium solution, has been optimized. In the moving bed process, in fact, for decreasing pH, the best and economical condition for uranium extraction by solvent extraction process with TBP has been made available, and therefore it leads to save 800m<sup>3</sup></span><span style="font-size: small;"> HNO</span><sub><span style="font-size: small;">3 </span></sub><span style="font-size: small;">as a good advantage. In addition, in the fixed bed process, at an optimum pH, the concentration of uranyl and fluoride ions in the final raffinate decreased for uranium in a range of 50 ppb to 1.3 mg/L, and 170 ppb for fluoride. The effect of adsorption parameters on desorption of these ions was investigated and optimized by sodium carbonate solution. Uranium desorption from the column by sulfuric and nitric acid and sodium carbonate solution was carried out easily, and by sulfuric and sodium carbonate solution 99% recovery was obtained</span><span style="font-size: small;">.</span></span>در کار پژوهشیای که مقالهی حاضر حاصل آن است، جداسازی یونهای اورانیل و فلورید از محلولهای حاوی مقادیر زیاد یونهای نیترات و فلورید به روشهای بستر متحرک و بستر ثابت توسط گاما- آلومینا مورد تحقیق قرار گرفته است. در این بررسی تأثیر چند پارامتر اساسی از جمله وزن گاما- آلومینا، دانهبندی آن و <span style="font-family: Times New Roman;">pH</span> محیط بر جداسازی همزمان یونهای اورانیل و فلورید از محلولهای حاوی <sup>-</sup><sub>3</sub><span style="font-family: Times New Roman;">NO</span> و <sup>-</sup><span style="font-family: Times New Roman;">F</span> مطالعه و شرایط عملیاتی بهینهسازی شده است. در آزمایشهای روش ستونی، غلظت اورانیم با استفاده گاما- آلومینای مرک تا حد 50 میکروگرم بر لیتر و با آلومینای صنعتی تا 1.3 میلیگرم بر لیتر و غلظت یونهای فلورید در محلول دور ریز توسط هر دو نوع گاما-آلومینا تا 25 میلیگرم بر لیتر کاهش یافت. در فرایند بستر متحرک حداکثر 3 درصد اورانیم و 85 درصد یونهای فلورید جذب گاما- آلومینا شد. با جذب شیمیایی یونهای فلورید از محلول به روش بستر متحرک، شرایط استخراج برای اورانیم با استفاده از روش استخراج حلالی با تری بوتیل فسفات که تا قبل از این جداسازی به تناسب حجم محلول به حدود 800 متر مکعب نیتریک اسید نیاز داشت، فراهم شد. این، نشانگر اهمیت و کارآیی روش است. اثر پارامترهای جذب بر روی واجذبی یونهای اورانیل و فلورید نیز نقطه به نقطه بررسی و محدودهی بهینهی واجذبی این یونها در حضور محلول سدیم کربنات تعیین شد. عملیات بازیابی اورانیم جذب شده در ستون به وسیلهی محلولهای سولفوریک و نیتریک اسید با pH برابر یک و محلول سدیم کربنات و آمونیم بیکربنات به آسانی انجام شد و توسط محلول سدیم کربنات و سولفوریک اسید 99% اورانیم از ستون بازیابی شد.پژوهشگاه علوم و فنون هستهایمجله علوم و فنون هسته ای1735-187131420110220Thorium- Uranium Processing with Gravity, Magnetic and Electrical Separation in Zarigan Ore Depositکانهآرایی کانسنگ توریم- اورانیم کانسار زریگان به روشهای ثقلی، مغناطیسی و الکتریکی3743434FAمحموداسکندرینسببخش مهندسی معدن، دانشکده فنی و مهندسی، دانشگاه شهید باهنر کرمان، صندوق پستی: 7616914111، کرمان - ایرانسعیدعلمدار میلانیپژوهشکده چرخه سوخت هستهای، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 8486-11365، تهران ـ ایرانعباسسامبخش مهندسی معدن، دانشکده فنی و مهندسی، دانشگاه شهید باهنر کرمان، صندوق پستی: 7616914111، کرمان - ایرانJournal Article20100201<span style="font-family: Times New Roman; font-size: small;">B</span><span style="font-family: Times New Roman;"><span style="font-size: small;">ecause of low grade of thorium and uranium in the Zarigan mineral deposit, the </span><span style="font-size: small;"> pre-concentration operation prior to leaching is necessary. From X-ray diffraction analysis results, it was clear that this ore has large amount of other minerals such as Feldespat, Quartz, Hematite, Titanomagnetite, and rare earths. In this paper the thorium enhancement grade in Zarigan deposit by using gravity, magnetic and electrical separations methods is reported. The output of a Jaw crusher was ground to 85 micron by using ball mill. Then about 95% of SiO</span><sub><span style="font-size: small;">2 </span></sub><span style="font-size: small;">was separated by using shaking table separation. The heavy concentrate of shaking table was processed by a high intensity magnetic separator and then the magnetic concentrate separated by a low intensity magnetic separator. Finally, the non magnetic concentrate of low magnetic separator was processed with the electrical separation. The grades of thorium and uranium in the non magnetic concentrate of low magnetic separator were increased to 4000 and 5000 ppm, respectively where only 15% of the initial feed (ore) was transferred to this concentrate. Therefore, this resulted in a decrease of acid consumption in the leaching processes and the efficiency enhancement of the process. The pre-treatment circuit of this ore was designed as Jaw crusher/ball mill/shaking table/high-magnetic separator/low-magnetic separator/electrical separator, respectively</span><span style="font-size: small;">.</span></span><span style="font-size: small;">با توجه به عیار پایین توریم و اورانیم در سنگ معدن زریگان، انجام عملیات کانهآرایی در قبل از تخلیص نهایی ضروری است. نتایج حاصل از پراش پرتو ایکس </span><span style="font-family: Times New Roman;">(XRD)</span><span style="font-size: small;"> نمونهی معرف سنگ معدن زریگان نشان داد که این سنگ معدن حاوی مقادیر زیادی فلدسپات، کوارتز، هماتیت، تیتانومنیتیت و مقداری عناصر نادر خاکی میباشد. پس از خردایش سنگ توسط سنگشکن فکی، خروجی آن برای رسیدن به درجهی آزادی مطلوب به وسیله آسیای گلولهای، تا ابعاد 85 میکرون آسیا شد. سپس با انجام جدایش ثقلی بر روی آن با استفاده از میز لرزان، حدود 95 درصد سیلیس آن خارج شد. به دنبال آن، بخش سنگین میز تحت جداسازی مغناطیسی شدت- بالا قرار گرفته و کنسانترهی مغناطیسی آن به وسیلهی جداکنندهی مغناطیسی شدت- پایین جداسازی گردید. در ادامه، خروجی جداکنندهی مغناطیسی شدت- پایین تحت جداسازی الکتریکی قرار گرفت. عیار توریم و اورانیم در کنسانترهی نهایی بخش غیرمغناطیسی شدت- بالا، به ترتیب، به 4000 و 5000 گرم در تن افزایش یافت. این در حالی است که تنها 15 درصد وزنی خوراک اولیه به این بخش انتقال یافت. این، به کاهش قابلملاحظهی مصرف اسید و افزایش راندمان عملیات فروشویی منجر خواهد شد. نهایتاً، مدار کانهآرایی به صورت سنگشکن فکی/آسیای گلولهای/میز لرزان/جداکنندهی مغناطیسی شدت- بالا/جداکنندهی مغناطیسی شدت- پایین/ و جداکنندهی الکتریکی پیشنهاد شد.</span>پژوهشگاه علوم و فنون هستهایمجله علوم و فنون هسته ای1735-187131420110220The Results of Dosimetric Type Tests on the Sample of LiF:Mg,Ti Thermoluminescence (TLD) Dosimeters Produced in Iranنتایج آزمونهای نوعی دزیمتری بر روی نمونه دزیمتر ترمولومینسانس LiF:Mg,Ti ساخته شده در ایران4448435FAمنصورجعفریزادهبخش دزیمتری، امور حفاظت در برابر اشعه، مرکز نظام ایمنی هستهای کشور، صندوق پستی: 1339-14155، تهران-ایران
2- پژوهشکده تحقیقات کشاورزی، پزشکی و صنعتی، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 498-31485، کرج- ایرانسیدمهدیحسینیپویابخش دزیمتری، امور حفاظت در برابر اشعه، مرکز نظام ایمنی هستهای کشور، صندوق پستی: 1339-14155، تهران-ایرانپژوهشکده کاربرد پرتوها، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 3486-11365، تهران ـ ایرانبهنامفیروزیبخش دزیمتری، امور حفاظت در برابر اشعه، مرکز نظام ایمنی هستهای کشور، صندوق پستی: 1339-14155، تهران-ایرانعلیرضاکمالیشرودانیبخش دزیمتری، امور حفاظت در برابر اشعه، مرکز نظام ایمنی هستهای کشور، صندوق پستی: 1339-14155، تهران-ایرانخیرالهمحمدیدانشکده مهندسی هستهای و فیزیک، دانشگاه صنعتی امیرکبیر، صندوق پستی: 3313-15875، تهران ـ ایرانJournal Article20090902In this investigation, the standard type tests performed on the LiF:Mg,Ti chip samples which have been produced in Iran. The dosimetry tests are consisting of sensitivity, homogeneity, linearity, reproducibility, minimum measurable dose (MMD), self and residual doses. The obtained results show that some of the tests such as sensitivity, minimum measureable dose, self and residual doses fulfill the criteria given by IEC 61066 and ASTM E668 standards; however, the remaining tests show some discrepancies in comparison with the standards. Also the sensitivity was measured to be 0.92 of that of commercially available TLD-100 (Harshaw) sample. So, the produced LiF:Mg,Ti dosimeter can be used in a routine personal/environmental and medical dosimetry with considering its precision.این پژوهش مبتنی بر برخی از آزمونهای نوعی بوده است که بر روی نمونه دزیمتر چند بلوری <span style="font-family: Times New Roman;">(polycrystal)</span> <span style="font-family: Times New Roman;">LiF:Mg,Ti</span> ساخته شده در ایران انجام شده است. این آزمونها شامل آزمونهای حساسیت، یکنواختی نمونهها، خطی بودن، تکرارپذیری، کمترین دز قابل اندازهگیری <span style="font-family: Times New Roman;">(MMD)</span>، دز ذاتی و دز باقیمانده بودند. نتایج به دست آمده نشان میدهد که نمونههای تحت آزمون از نظر کمترین دز قابل اندازهگیری، دز ذاتی و دز باقیمانده معیارهای استانداردهای 61066<span style="font-family: Times New Roman;">IEC</span> و 668<span style="font-family: Times New Roman;">ASTM E</span> را کاملاً برآورده مینمایند اما در خصوص یکنواختی، خطی بودن و تکرارپذیری اندکی از این معیارها فاصله دارند. همچنین میزان حساسیت آنها <span style="font-family: Times New Roman; font-size: small;">0.92 </span>نمونهی استاندارد دزیمتر <span style="font-family: Times New Roman;">LiF:Mg,Ti</span> هارشا با نام تجاری 100-<span style="font-family: Times New Roman;">TLD</span> میباشد. نتایج این تحقیق نشان میدهد که نمونهی ساخته شده برای دزیمتری فردی و محیطی معمول، و همچنین در دزیمتری پزشکی با در نظر گرفتن دقت موردنظر مناسب میباشد.پژوهشگاه علوم و فنون هستهایمجله علوم و فنون هسته ای1735-187131420110220Significance of Nested Structures in Modeling of Uranium Grade Omni Variogram for Uranium Mineral Depositاهمیت ساختارهای تودرتو در مدلسازی واریوگرام غیرجهتی مربوط به عیار کانسار اورانیم4956436FAداودجمالیمعاونت اکتشافی شرکت امکا، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 1339-14155، تهران ـ ایرانحسنمدنیدانشکده مهندسی معدن، متالوژی و نفت دانشگاه صنعتی امیرکبیر، صندوق پستی: 4413-15875، تهران ـ ایرانJournal Article20091114<span style="font-size: small;"><span style="font-family: Times New Roman;">Accurate modeling of omni-directional assay variograms for a deposit, plays a very significant role in the results of 3-D assay estimation and therefore its distribution within the estimation blocks. The high grade variations in uranium deposits render the significance of accurate variogram modeling. By this research, some models have been fitted to the experimental variograms with 0.5 meter composited uranium assay data, resulted from chemical analysis of drill core samples, from a uranium deposit. Reciprocal validation test has been applied for selection and evaluating the effect of suitable results, from multi-structural models in compare with other proper types of models. Validity study of the models is conducted through the reciprocal validation test, based on a series of criteria such as the average of differences and the difference of estimated values and raw data, in order to determine the validity accuracy of the fitted model. It is concluded that the dual-structure spherical model has a higher validity and furthermore reveals the significance of minor structures in variogram modeling, specifically for uranium deposits.</span></span>مدلسازی درست واریوگرام غیرجهتی و کلی عیار یک کانسار، نقش بسیار مهمی را در نتایج مربوط به تخمین سهبعدی عیار و در نتیجه در توزیع آن در بلوکهای تخمینی، ایفا میکند. کانسارهای اورانیم با توجه به تغییرپذیری زیاد عیار، اهمیت مدلسازی مناسب واریوگرام را بیشتر نمایان میسازند. در این تحقیق، براساس مجموعهای از مدلهای برازش شده بر روی واریوگرام تجربی دادههای عیار اورانیم مربوط به کمپوزیتهای 5<sub>/</sub>0 متری، حاصل از تجزیهی مغزههای حفاری بر روی کانسار اورانیم خشومی و انجام آزمون اعتبار متقابل، مناسبترین مدل انتخاب و تأثیر نتایج مناسب حاصل از مدلهای چند ساختاری در مقایسه با سایر مدلهای معمول، مورد ارزیابی قرار گرفت. برای بررسی اعتبار مدلها، آزمون اعتبار متقابل به کار رفت، طی آن و براساس مجموعهای از شاخصها چون میانگین اختلافها، اختلاف دو واریانس مقادیر تخمینی و واریانس دادههای خام، به منظور تعیین صحت اعتبار مدل برازش شده، نتیجهگیری شد که مدل کروی دو ساختاری اعتبار بیشتری دارد و لذا اهمیت توجه به ساختارهای کوچک در مدلسازی واریوگرام، به ویژه برای کانسارهای اورانیم، بیشتر نمایان شد.پژوهشگاه علوم و فنون هستهایمجله علوم و فنون هسته ای1735-187131420110220Flow Blockage Accident Analysis of Tehran Research Reactor Fuel AssemblyFlow Blockage Accident Analysis of Tehran Research Reactor Fuel Assembly5762437FAJ.JafariReactors and Accelerators R & D School, Nuclear Science and Technology Research Institute, P.O. Box: 1439951113, Teheran- IranSKhakshourniaReactors and Accelerators R & D School, Nuclear Science and Technology Research Institute, P.O. Box: 1439951113, Teheran- IranJournal Article20091104<span style="font-family: Times New Roman;">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. </span>
<span style="font-family: Times New Roman; font-size: medium;"> </span><span style="font-family: Times New Roman;">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. </span>
<span style="font-family: Times New Roman; font-size: medium;"> </span>