چکیده مقاله
رادیوایزوتوپ ۱۳۷Cs ازجمله آلودگی های هسته ای چالش برانگیز است در حین عملکرد راکتورهای هسته ای گرافیت سوخت HTGR ، گرافیت که از آن به عنوان کند کننده ی نوترونی استفاده می شود، تحت تابش قرار گرفته و دارایآلودگی های متنوعی از قبیل ۶۰Co, ۱۳۷,Cs و ۹۰Sr میشود و به دلیل ملاحظات صنعتی و زیست محیطی، رفع آلودگیگرافیت تابش دیده بسیار حائز اهمیت است در این پژوهش، رفع آلودگی ۱۳۷Cs گیر افتاده در منافذ گرافیت موجود درراکتورهای هسته ای گرافیت سوخت HTGR مورد آنالیز قرار گرفت روش پیشنهادی رفع آلودگی از سطوح گرافیتتابش دیده، روش حرارتی پلاسما اسپاترینگ با گاز تغذیه ی آرگون است که از آن برای کاهش مخاطرات ضایعات گرافیت پرتوزا استفاده شد و در این راستا، برای تشریح فرآیند رفع آلودگی حرارتی گرافیت تابش دیدهای که به دلیل بروز نقص وپیچش ناشی از اصابت تابش به آن، مستعد انتشار انرژی Wigner است، آنالیز ترمودینامیکی با استفاده از کد TERRAانجام شد نتایج نشان میدهد که افت آلودگی پرتویی ضایعات گرافیت تابش دیده و پارامترهای مختلف فرآیند رفعآلودگی آن، به آزادسازی انرژی Wigner وابسته است
کلیدواژه‌ها
نویسندگان
محمد نیکوصفت
گروه فیزیک هسته ای، دانشکده و پژوهشکده علوم پایه، دانشگاه جامع امام حسین ع ، تهران
اردشیر باقری
گروه فیزیک هسته ای، دانشکده و پژوهشکده علوم پایه، دانشگاه جامع امام حسین ع ، تهران
حمیدرضا شکور
گروه فیزیک هسته ای، دانشکده و پژوهشکده علوم پایه، دانشگاه جامع امام حسین ع ، تهران
زهرا شهبازی راد
دانشکده مهندسی هسته ای، دانشگاه شهید بهشتی، تهران
نبی جوادی
گروه شیمی، دانشکده و پژوهشکده علوم پایه، دانشگاه جامع امام حسین ع ، تهران
ایمان ستایش فر
گروه شیمی، دانشکده و پژوهشکده علوم پایه، دانشگاه جامع امام حسین ع ، تهران
شیوه ارجاع
نیکوصفت، محمد و باقری، اردشیر و شکور، حمیدرضا و شهبازی راد، زهرا و جوادی، نبی و ستایش فر، ایمان،1401،محاسبه و بررسی نقش پارامترهای ظرفیت گرمایی و تخلخل در فرآیند رفع آلودگی پلاسمایی رادیوایزوتوپ ۱۳۷Cs از گرافیت تابش دیده،نهمین همایش ملی علوم و مهندسی دفاعی با محوریت فناوری های دانش بنیان دفاعی،تهران
ارائه‌شده در
مجموعه مقالات نهمین همایش ملی علوم و مهندسی دفاعی با محوریت فناوری های دانش بنیان دفاعی7 اسفند 1401 · تهران