ارزیابی میزان دز ناشی از نوترون در اطراف یک مولد نوترون DD/DT و طراحی حفاظ مناسب جهت ایستادن کاربر

نویسندگان

1 دانشگاه صنعتی خواجه نصیرالدین طوسی

2 پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای

چکیده

مولدهای نوترون به عنوان چشمه‌های نوترونی کاربردهای مختلفی دارند. در طول سال‌های اخیر تلاش‌های زیادی برای توسعه مولدهای نوترون با ضریب تولید بالا صورت گرفته است. به این ترتیب، لازم است که در طول عملیات مولدهای نوترون، جنبه‌های حفاظت از پرتو در نظر گرفته شوند. در این پژوهش به کمک کد MCNPX ابتدا دز مؤثر ناشی از نوترون در اطراف یک مولد نوترون محاسبه و ارزیابی شد. نتایج نشان می‌دهد که دز ناشی از نوترون در مولدهای نوترونی وابسته به زاویه قرارگیری نسبت به دستگاه و نیز نوع مولد نوترونی است. دز ناشی از مولدهای DT حدود 500 برابر بیشتر از مولدهای DD است. همچنین نتایج نشان می‌دهد که با افزایش فاصله تا پنج متر میزان دز حدود بیست برابر کاهش می‌یابد. افزایش فاصله یکی از راه‌های مؤثر برای کاهش میزان دز است ولی در آزمایشگاه‌هایی که فضای کافی در آن‌ها وجود ندارد، باید یک حفاظ مناسب طراحی گردد.
برای طراحی حفاظ مناسب، حفاظ‌ها در 6 جنس مختلف (ALF3، Borated-Polyethylene، concrete 806، Paraffine، Polyethylene,Non-borated، Solid-boric-acid) و در ضخامت‌های 10، 20، 30، 40، 50 و 60 سانتی‌متری طراحی گردیدند و مؤلفه‌های شار گاما، دز مؤثر گاما، شار نوترون‌های حرارتی، شار نوترون‌های فوق‌حرارتی، شار نوترون‌های سریع، شار کل نوترون و دز مؤثر نوترون در فانتوم کروی شکل فرضی محاسبه شد. نتایج نشان داد که حفاظ Borated-Polyethylene برای هر دو چشمه DD و DT در ضخامت cm 60 دارای کمترین دز نوترون می‌باشد و همچنین این حفاظ در ضخامت cm 60 دارای دز گامای پایینی نسبت به بقیه حفاظ‌ها در هر دو حالت چشمه DD و DT است.
 

کلیدواژه‌ها


عنوان مقاله [English]

Estimation of neutron effective dose from DD and DT neutron generators and the design of appropriate shield for standing user

نویسندگان [English]

  • Hossein Jarahi 1
  • Yaser Kasesaz 2
چکیده [English]

Neutron Generators (NG) are used as a neutron source for different applications. During recent years, major efforts are underway to develop a high yield compact NG. In this way, radiation protection aspects need to be considered during the operation of these high yield NGs. In this paper the neutron effective dose of a NG operator has been calculated using MCNPX Monte Carlo code. The results show that the neutron dose around a NG tube is highly dependent on the angle, distance and the type of NG (DD or DT). The dose due to DT source is 500 time higher than the DD source. Increasing the distance from 1 m to 5 m will decreased the dose up to 20 times. Increasing the distance is the effective way to reduce the dose rate but in a laboratory which there is not enough space, an appropriated neutron shield should be considered.
The shields had designed in 6 different materials (ALF3, Borated-Polyethylene, concrete 806, Paraffin, Polyethylene,non-borated, Solid boric acid) and in thicknesses of 10, 20, 30, 40, 50 and 60 cm. The gamma flux, gamma effective dose, thermal neutron flux, epithermal neutron flux, fast neutron flux, total flux of neutron, and neutron effective dose components had calculated in a phantom spherical hypothetical shape. The results showed that Borated-Polyethylene shields for both of DD and DT source in thickness of 60 cm had the minimum neutron effective dose and also this shield in 60-cm thickness had lower gamma Dose than the other shields in both of the DD and DT source.
 

کلیدواژه‌ها [English]

  • Neutron generator
  • neutron effective dose rate
  • gamma effective dose rate
  • neutron flux rate
  • gamma flux rate
  • MCNP Monte Carlo code
  • shield design
[1] Lu, Xiaolong, et al. "Design of a high-current low-energy beam transport line for an intense DT/DD neutron generator." Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section A: Accelerators, Spectrometers, Detectors and Associated Equipment 811 (2016): 76-81. [2] Vainionpaa, Jaakko H., et al. "Development of high flux thermal neutron generator for neutron activation analysis." Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section B: Beam Interactions with Materials and Atoms 350 (2015): 88-93. [3] ICRP, 2007 .The 2007 Recommendations of the International Commissionon Radiological Protection. 37. ICRP Publication 103 Ann. ICRP, pp.2–4. [4] Csikai, G.J., 1987. CRC Handbook of Fast Neutron Generators. CRC Press. [5] ANS, ANSI/ANS-6.1.1-1977: Neutron and Gamma-Ray Fluence-To-Dose Factors American Nuclear Society, LaGrange Park, IL, 1977 [6] Chichester, D. L., et al. "Dose profile modeling of Idaho National Laboratory's active neutron interrogation laboratory." Applied Radiation and Isotopes 67.6 (2009): 1013-1022. [7] Babaei, M., Sadighzadeh, A., Kiashemshaki, M., Vosoghi, S., Zaeem, A.A., Kasesaz, Y., Rezaeifard, B. and Damideh, V., 2016. Simulation and design of biological shield for the 115 kJ IR-MPF-100 plasma focus device using MCNP code. Journal of Fusion Energy, 35(3), pp.579-584.