شبیه‌سازی حفاظی چندلایه برای یک چشمه استوانه‌ای 241Am-Beبه‌منظور کاهش هرچه بیشتر دز معادل نوترون با استفاده از کد MCNP5

نویسندگان

دانشگاه اصفهان

10.22052/2.4.19

چکیده

در این تحقیق، برای شبیه‌سازی حفاظ‌های نوترونی از کد محاسباتی MCNP5 استفاده شده و سه نوع چیدمان حفاظ تفکیک شده چندلایه‌ و همگن که توسط چشمۀ نوترونی 241Am-Be مورد تابش قرار گرفتند، بررسی گردید. در این حفاظ‌ها، از پلی اتیلن (C2H4) و پلی استایرن (C8H8) به‌عنوان مواد کندکننده، از کربید بور (B4C) به‌عنوان مادۀ جاذب نوترون‌های حرارتی و از فولاد ضد زنگ (Stainless Steel) به‌عنوان جاذب پرتوهای گاما استفاده شد. هدف نهایی این تحقیق، درنظرگرفتن بهترین نوع چیدمان برای چشمۀ مورد نظر جهت دستیابی به کمترین مقدار شار و دز تولید شده در بیرون حفاظ به‌منظور اطمینان از سطح مجاز آن‌هاست. به‌منظور راستی‌آزمایی شبیه‌سازی، نتایج محاسبات با یک کار تجربی مقایسه شد.

کلیدواژه‌ها

عنوان مقاله [English]

Multilayer shielding simulation for a cylindrical 241Am-Be source in order to further reduce neutron equivalent dose using MCNP5 code

نویسندگان [English]

  • mehdi Nasri Nasrabadi
  • sedigheh Sajadifar
چکیده [English]

In order to simulate neutron shields, MCNP5 calculation code was used and three types of homogeneous and separated shield multilayer arrangement, irradiated with 241Am-Be neutron sources were investigated. In these shields, the polyethylene (C2H4) and polystyrene (C8H8) were used as moderator material, and the boron carbide (B4C), as a thermal neutron absorber material and stainless steel as a absorber gamma rays materials. The ultimate goal of this research, was obtaining the best type of arrangement for the source to achieve the lowest fluence and dose produced outside to ensure their allowable level. To verify the simulation, the results were compared with an experimental work.

کلیدواژه‌ها [English]

  • Shielding
  • 241Am-Be source
  • MCNP5 code
  • Neutron equivalent dose

مراجع

[1] A.B. Chilton, J.K. Shultis, and R.E. Faw. Principles of Radiation Shielding. Prentice-Hall Englewood Cliffs 488 (1984). [2] M.N. Nasrabadi, G. Baghban. Neutron shielding design for 241Am–Be neutron source considering different sites to achieve maximum thermal and fast neutron flux using MCNPX code. Ann. Nucl. Energy 59 (2013) 47–52 [3] N. Tsoulfanidis. Measurment and Detection of Radiation. 2nd edition, University of Missouri-Rolla Press 706 (1995). [4] K.K. Shahri, L.R. Motavalli, H.M. Hakimabad, Finding a suitable shield for mixed neutron and photon fields based on an Am-Be source, J Radiation Nucl. Chem. 298 (2013) 33-9. [5] X-5 Monte Carlo Team, MCNP5 Manual, MCNP: A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 5, Los Alamos National Laboratory (2008) 401-402. [6] ICRP Publication 60 (1990) recommendations of the international commission on radiological protection, Ann. ICRP. 21 (1991). [7] H.M. Hakimabad, A.V. Noghreiyan, H. Panjeh. Improving the moderator geometry of an anti-personnel landmine detection system. Appl. Radiat. Isot.66 (2008) 606-611.

فایل ها

هم رسانی

ارجاع به این مقاله

آمار