شبیه‌سازی مونت کارلو یک دستگاه پرتودهی نوترونی به منظور تعیین بازده آشکارسازهای نوترون‌های حرارتی

نویسندگان

دانشگاه صنعتی اصفهان

10.22052/5.2.21

چکیده

در این تحقیق یک دستگاه پرتودهی نوترونی شامل 6 چشمه نوترون  واقع در یک محیط گرافیتی، که شاری به­نسبت بالا و یکنواخت از نوترون‌های حرارتی را در مرکز سیستم تأمین می‌کند، شبیه‌سازی شده و شار نوترون‌های حرارتی به­دست آمده در مرکز سیستم از روش شبیه‌سازی با شار تجربی، که درحفره‌ای در مرکز یک سیستم مشابه اندازه‌گیری شده، مقایسه شده است. تطابق بسیار خوب نتایج حاصل از شبیه‌سازی با نتایج تجربی نشان می‌دهد که با روش شبیه‌سازی می‌توان شار واقعی نوترون‌ها را در یک چنین سیستمی (یا هر سیستم پرتودهی دیگری) به­طور دقیق محاسبه و از آن برای کالیبره کردن آشکارسازها و دزیمترهای نوترون‌های حرارتی استفاده کرد. برای انجام محاسبات از کد MCNP < /span> استفاده شده است. به این منظور در ابتدا شار نوترون­های حرارتی ناشی از یک چشمه نوترون در یک محیط گرافیتی در فواصل مختلف از چشمه محاسبه گردیده و سپس محاسبات برای حالت­های حضور 2، 4، و 6 چشمه نوترون در محیط گرافیت انجام و نتایج آن مورد بحث و بررسی قرار گرفته است. همچنین به­منظور تحقیق بر روی اثر خواص کند­کنندگی محیط بر روی توزیع شار نوترون‌ها در این سیستم، به موازات انجام محاسبات در محیط گرافیت، محاسبات برای محیط آب هم انجام شده که نتایج نشان می‌دهند محیط آب، به­عنوان یک کند­کننده، برای طراحی چنین دستگاهی مناسب نیست.

کلیدواژه‌ها

عنوان مقاله [English]

ِِِِMonte Carlo simulation of a neutron irradiating system for determining efficiency of thermal neutron detectors

نویسندگان [English]

  • Ahmad Shirani
  • Hasan Vosoughian
چکیده [English]

In this work, a neutron irradiating system containing six Am/Be neutron sources in a graphite moderator, which produces a relatively high and uniform thermal neutron flux in an irradiating cavity at the center of the system , has been  simulated .The thermal neutron flux in the center of the system has then been calculated and compared with experimental results  measured in a cavity at the center of a similar system .Good agreement between calculated and measured values show that true value of thermal neutron flux in this system (or any other irradiating system) can be accurately calculated by simulation method and be used  for calibrating neutron detectors and dosimeters. This system has been simulated using the MCNP Monte Carlo computer code. .In the calculations, thermal neutron flux has been first calculated at various distances from a single neutron source in a graphite moderator and then calculations have been performed and results discussed  for various cases of 2 , 4 and 6 neutron sources being present in the system. In addition, to investigate the effect of moderator properties on neutron flux distribution in the system, parallel calculations have been done for watermoderator, which show water is not a proper moderator for such a system.
 

کلیدواژه‌ها [English]

  • Mont Carlo simulation
  • MCNP code
  • Thermal neutrons
  • Efficiency of neutron detectors
  • Neutron irradiation

مراجع

[1] M.G. Shahani, D. Sharma. Establishment of a standard thermal-neutron flux density at the BHABHA Atomic Research Centre. (1969). [2] V. Lacoste,V. Gresseir, H. Muller and L. Lebreton. Characterisation of the IRSN graphite moderated Americium-Berylium neutron field. Radiation Protection Dosimetry 110 (2004) 135–139. [3] E. Gallego, A. Lorente and H.R. Vega-Carrillo. Characteristics of the neutron field of the facility at DIN-UPM. Radiation Protection Dosimetry 110 (2004) 73–79. [4] H. Schuhmacher. International Standards Organization. Neutron calibration facilities. Radiation Protection Dosimetry110 (2004) 33–42. [5] M. Yoshizawa, S. Shimizu, Y. Kajimoto, T. Kawasaki, K. Fujii, J. Saegusa, Y. Tanimura and H. Yamamoto. Present status of calibration facility of JAERI-facility of radiation standards. http://www.ipen.br/biblioteca/cd/irpa/2004/files/3b46.pdf. [6] V. Lacoste. Design of a new thermal neutron field facility using Mont Carlo simulations. Radiation Protection Dosimetry (2007) 1–6. [7] T. Filho, R. Lima. Experimental and Monte Carlo evaluation of the neutron flux of an assembly with two Am-Be sources. Radiation Protection Dosimetry115 (2005) 412–414. [8] J. Zevallos-Chavez, C. Zamboni. Evaluation of the neutron flux distribution in an Am-Be irradiator using The MCNP-4C code. Brazilian Journal of Physics 353B (2005). [9] MCNPX User’s Manual,Version 2.4.0. LA-CP-02-408 September (2002). [10]http://www.srstechnol.com/QSA%20Catalogue/2004_Sources_Catalog_Version_2004–1112. pdf. [13] R. Pupheli. Purifying Coal for The Production of Nuclear Graphite. University of Pretoria, (2007). [14] A. Jones, G. Hall. Microstructural characterisation of nuclear grade graphite. Journal of Nuclear Materials 381 (2008) 152–158.

فایل ها

هم رسانی

ارجاع به این مقاله

آمار