پديد آورنده :
چامه سرا، فهيمه
عنوان :
تعيين غلظت اورانيوم در سنگ معدن اورانيوم با استفاده از نوترون‌هاي تأخيري در راكتور مينياتوري چشمه نوترون اصفهان (MNSR)
مقطع تحصيلي :
كارشناسي ارشد
گرايش تحصيلي :
فيزيك هسته اي
محل تحصيل :
اصفهان : دانشگاه صنعتي اصفهان
صفحه شمار :
هشت، 106ص. : مصور، جدول، نمودار
استاد راهنما :
احمد شيراني، جمشيد خورسندي
استاد مشاور :
جواد مختاري
توصيفگر ها :
نوترون تأخيري , سنگ معدن اورانيوم , غلظت اورانيوم , آشكارساز نوترون , كد MCNPX , راكتور مينياتوري چشمه نوترون اصفهان(MNSR) , كندكننده
استاد داور :
محمدحسن علامت ساز، مريم حسنوند
تاريخ ورود اطلاعات :
1398/05/13
تاريخ ويرايش اطلاعات :
1398/05/14
چكيده فارسي :
چکیده ایزوتوپی از اورانیوم که اساسا عامل شکافت است 235 U میباشد که در اورانیوم طبیعی به میزان 517 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 عالوه بر پارههای شکافت چندین نوترون نیز ایجاد میشود که خود می توانند 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 10 17s از خود دور میکنند این نوترونها به نام نوترونهای آنی معروفند بیشتر نوترونهای حاصل از شکافت بیش از 99 درصد از این نوع هستند عالوه 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 می شوند 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 نوترونهای تأخیری آن و مقایسه نتایج با نتایج شمارش نوترونهای تأخیری نمونه استاندارد عیار یا غلظت اورانیوم در سنگ معدن اندازهگیری شده است برای شمارش نوترونهای تأخیری ازآشکارساز 3 BF استفاده شده است این آشکارسازها توانایی شمارش نوترونهای 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 نوترون های تأخیری آنها در دو دقیقه ثبت شد با توجه به دوبرابر بودن شمارش نمونه استاندارد نسبت به نمو نه مجهول در دقیقه اول و دوم با دو آشکارساز مختلف 3 BF 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 کلمات کلیدی نوترون تأخیری سنگ معدن اورانیوم غلظت اورانیوم آشکارساز نوترون کد MCNPX راکتور مینیاتوری چشمه نوترون اصفهان MNSR کندکننده
چكيده انگليسي :
Determination of uranium concentration in uranium ore usingdelayed neutrons in Isfahan Miniature Neutron Source Reactor MNSR Fahimeh Chamehsara Fahimehchamehsara@yahoo com Date of Submission June 25 2019 Department of Physics Isfahan University of Technology Isfahan 84156 83111 Iran Degree M Sc Language Farsi Supervisors Dr A Shirani Dr J Khorsandi Email shirani@cc iut ac ir jkhorsandi@aeoi org irAbstractUranium 235 235U 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 chainreaction In this isotope fission occurs by thermal neutrons The usage of fission is extractingextremely high energy In any fission of 235U by thermal neutron in addition to fissionfragments several fast neutrons are released which can result new fission events The fissionfragments have excess neutrons that remove these excess neutrons through the emission ofone or more neutrons at the instant of fission within 10 l7 s These neutrons are known asprompt 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 thefission process being released in about one minute after fission These neutrons are emittedfollowing the beta decay of the fission fragments The total intensity of delayed neutrons isabout one neutron per any one hundred fissions but these delayed neutrons are veryimportant in the control of nuclear reactors In this research the grade or concentration ofunknown Uranium ore was measured by irradiation of unknown Uranium ore sample inIsfahan Miniature Neutron Source Reactor MNSR by counting its delayed neutrons andcomparison of the result with delayed neutrons count of standard sample The BF3 detectorswere 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 forcounting Designing and optimization of a moderator for counting system were done usingMCNPX Code The unknown and standard samples were irradiated in different times andtheir delayed neutron counts were recorded in two minutes Since the number of delayedneutrons counted by two separated BF3 detectors in the standard sample was twice as manyas it counted in the unknown sample during the first two minutes it was concluded that thegrade 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 standardsample was calculated through atomic spectroscopy and Gamma spectroscopy specificactivity methods Key Words delayed neutrons Uranium ore Uranium concentration neutron detector MCNP Code Isfahan Miniature Neutron Source Reactor moderator
استاد راهنما :
احمد شيراني، جمشيد خورسندي
استاد مشاور :
جواد مختاري
استاد داور :
محمدحسن علامت ساز، مريم حسنوند
