محاسبه‌ی دز نمونه برای آزمایش مقاومت خمشی در بازتاباننده‌ی رآکتور تحقیقاتی تهران

ایمنی در هر نوع آزمایش یکی از موارد بسیار مهم است. آزمایش خمش از جمله آزمون‌های مهم برای دست یابی به مشخصه‌های 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) اندازه‌گیری 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 تابش‌دهی با رعایت فاصله هایی در حدود cm 100 دارای دز کم تر از 1μsv 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.

Sample dose calculation for flexural strength test in Tehran research reactor reflector

Safety is one of the most critical issues in any test. The flexural test is a significant one to obtain material specifications. In this paper, a standard sample dose rate was calculated for the graphite flexural test in Tehran research reactor. Using different standards, the dose was computed at different distances and two periods of radiation, 1540 days. Our calculations were performed with the ORIGEN and MCNPX codes. The impurity amounts of the material were measured by two methods of Xray Fluorescence (XRF) and Inductively Coupled Plasma, Atomic Emission Spectroscopy (ICPAES). The obtained results show that the Claiborne & Trubey standard is more stringent than other standards, and it has less than 2 μSv/h dose with the observance of 100cm distance and 20 days after irradiation. Moreover, calculations of the transfer chamber indicate that there is no limitation for the transport of the samples. Finally, it can be concluded that the considered method of this research can be used also for other materials at the reactor core.