Skip to main content
SUPERVISOR
Ahmad Shirani bidabadi,Javad Mokhtari,Jamshid Khorsandi
احمد شیرانی بیدابادی (استاد راهنما) جواد مختاری کرچگانی (استاد مشاور) جمشید خورسندی (استاد راهنما)
 
STUDENT
Fahimeh Chamehsara
فهیمه چامه سرا

FACULTY - DEPARTMENT

دانشکده فیزیک
DEGREE
Master of Science (MSc)
YEAR
1395
Uranium-235 ( 235 U) is an isotope of Uranium making up about 0.715% of natural Uranium. Unlike the predominant isotope Uranium-238, it is fissile, i.e., it can sustain a fission chain reaction. In this isotope, fission occurs by thermal neutrons. The usage of fission is extracting extremely high energy. In any fission of 235 U by thermal neutron, in addition to fission fragments, several fast neutrons are released, which can result new fission events. The fission fragments have excess neutrons that remove these excess neutrons through the emission of one or more neutrons at the instant of fission (within 10 -l7 s). These neutrons are known as prompt neutrons, the major of neutrons from fission are prompt neutrons (excess of 99%). In addition to the prompt neutrons, other neutrons called delayed neutrons are emitted in the fission process being released in about one minute after fission. These neutrons are emitted following the beta decay of the fission fragments. The total intensity of delayed neutrons is about one neutron per any one hundred fissions, but these delayed neutrons are very important in the control of nuclear reactors. In this research, the grade or concentration of unknown Uranium ore, was measured by irradiation of unknown Uranium ore sample in Isfahan Miniature Neutron Source Reactor (MNSR) by counting its delayed neutrons and comparison of the result with delayed neutrons count of standard sample. The BF 3 detectors were used for delayed neutrons count. These detectors are able to count thermal neutrons. Delayed neutrons have mean energy about 0.4 MeV. These neutrons must be moderated for counting. Designing and optimization of a moderator for counting system were done using MCNPX Code. The unknown and standard samples were irradiated in different times and their delayed neutron counts were recorded in two minutes. Since the number of delayed neutrons, counted by two separated BF 3 detectors, in the standard sample was twice as many as it counted in the unknown sample during the first two minutes, it was concluded that the grade of Uranium in the standard sample was two times as mush as in the unknown sample. The grade of Uranium in the Uranophane ore sample, which was considered as the standard sample, was calculated through atomic spectroscopy and Gamma spectroscopy (specific activity) methods.
ایزوتوپی از اورانیوم که اساساً عامل شکافت است، U 235 می‌باشد که در اورانیوم طبیعی به میزان 715/0درصد وجود دارد. در این ایزوتوپ، شکافت توسط نوترون‌های حرارتی رخ می‌دهد. قابلیت کاربرد شکافت به‌دست آوردن انرژی فوق العاده زیاد است. مشخصه دیگر این فرایند آن است که در هر رویداد شکافتی که به وسیله نوترون ایجاد می‌شود، علاوه بر پاره‌های شکافت چندین نوترون نیز ایجاد می‌شود که خود می‌توانند رویدادهای شکافت جدیدی را موجب شوند. پاره‌های شکافت دارای نوترون‌های اضافی هستند که این هسته‌ها فزونی نوترون خود را از طریق گسیل یک یا چند نوترون در لحظه وقوع شکافت(در طول s 17- 10 ) از خود دور می‌کنند. این نوترون‌ها به نام نوترون‌های آنی معروفند. بیشتر نوترون‌های حاصل از شکافت –بیش از 99 درصد-از این نوع هستند. علاوه بر نوترون‌های آنی نوترون‌های دیگری نیز به نام نوترون‌های تأخیری در فرایند شکافت گسیل می‌شوند که پس از گذشت مدت زمانی (حدود یک دقیقه) پس از عمل شکافت، آزاد می‌شوند. این نوترون‌ها به دنبال واپاشی بتا‌زای پاره‌های شکافت گسیل می‌شوند. شدت کلی نوترون‌های تأخیری به حدود یک نوترون در هر صد شکافت می‌رسد، ولی همین نوترون‌ها برای کنترل راکتورهای هسته‌ای نقش اساسی ایفا می‌کنند. در این پژوهش، با استفاده از پرتودهی نمونه سنگ معدن اورانیوم با عیار مجهول در راکتور مینیاتوری اصفهان و شمارش نوترون های تأخیری آن و مقایسه نتایج با نتایج شمارش نوترون‌های تأخیری نمونه استاندارد، عیار یا غلظت اورانیوم در سنگ معدن اندازه‌گیری شده است. برای شمارش نوترون های تأخیری ازآشکارساز BF 3 استفاده شده است. این آشکارسازها توانایی شمارش نوترون های حرارتی را دارند. نوترون‌های تأخیری دارای انرژی متوسط حدود 4/0 مگا الکترون ولت هستند. این نوترون ها برای اینکه شمارش شوند، بایستی کند شوند. یکی از کارهایی که در این پروژه انجام شده، طراحی و بهینه سازی کندکننده برای سیستم شمارش با استفاده از کد MCNPX است. نمونه استاندارد و نمونه مجهول در زمان‌های مختلفی پرتودهی شدند و شمارش نوترون‌های تأخیری آنها در دو دقیقه ثبت شد. با توجه به دوبرابر بودن شمارش نمونه استاندارد نسبت به نمونه مجهول در دقیقه اول و دوم با دو آشکارساز مختلف BF 3 ، دو برابر بودن عیار اورانیوم در نمونه استاندارد نسبت به نمونه مجهول نتیجه گرفته شد. عیار اورانیوم در نمونه سنگ معدن اورانوفان که به عنوان نمونه استاندارد در نظر گرفته شد، از روش‌های طیف‌سنجی اتمی و اسپکتروسکوپی گاما (اکتیویته ویژه) به‌دست آمد.

ارتقاء امنیت وب با وف بومی