شبیه سازی توزیع دز محیطی سامانه رطوبت و چگالی سنج هسته‌ای مدل MC-1DR با کد MCNPX

نویسندگان

دانشگاه شهرکرد

چکیده

در این تحقیق میزان توزیع دز در اطراف سامانه رطوبت و چگالی سنج هسته­ای MC-1DR واقع در دانشگاه شهرکرد با کد MCNPX شبیه­سازی شده و با مقادیر اندازه­گیری مقایسه شده است. با توجه به عدم تقارن سیستم و موقعیت چشمه­های نوترون و گاما مقدار دز معادل در فاصله­های 5 و 30 و 100 سانتیمتری و در جهت­های مختلف تعیین شده است. به دلیل هندسه پیچیده جداره­های داخلی سامانه و عدم داده­های دقیق در مورد ترکیبات آلیاژی دیواره­های داخلی و خارجی و ساختمان داخلی چشمه­ها، بین نتایج تجربی و شبیه­سازی در بعضی از نقاط اختلاف­هایی مشاهد شده است. در حالت کلی نتایج نشان می­دهد زمانی که چشمه گاما در داخل سامانه قرار دارد بیشترین دز در زیر دستگاه و کمترین در پشت دستگاه قرار دارد. همچنین در سمت چپ دستگاه دز نوترون و در قسمت راست دز گاما بیشتر است. در مقایسه با حداکثر دز مجاز در روز، mrem 12، زمان استفاده از دستگاه حداکثر یک ساعت و در فاصله m 1 از آن توصیه می­شود.

کلیدواژه‌ها

عنوان مقاله [English]

Simulation of environmental dose distribution of nuclear gauge device MC-1DR by MCNPX code

نویسندگان [English]

  • morteza Raeisi
  • jafar Esmaili
  • Ebrahim Shirvani
چکیده [English]

In this study, distribution of dose rate around the nuclear gauge device MC-1DR which located in shahrekord university was simulated by MCNPX code and was compared whit the measured values. Due to the asymmetry of device and neutron and gamma source positions, the dose rates were determined at a distance of 5, 30 and 100 cm in different directions. Base on the complex geometry of the inside of device, there are discripency between measured and simulated results in the some points. In general, the values show when the gamma source is positioned in safe mode. The maximum and minimum of dose rate are in below and back of the device. Also, in the left side neutron dose and in the right side gamma dose is greatest. Finally, for safe operating one hour is at most recommended at a distance of 1m in compare with standard threshhold, 12mrem per day.
 

کلیدواژه‌ها [English]

  • Equivalent dose rate
  • MC-1DR system
  • MCNPX code

مراجع

[1] S.M. Sargand , S.S Kim.and Farington S.P. Non-Nuclear Density Gauge Comparative Study. Ohio press(2004). [2] R. MunozCarpena., S.Shukla and K.Morgan 2004. Field devices for monitoring soil water content,24p. [5] X-5 Monte Carlo Team MCNP – A General Monte Carlo N Particle Transport Code, Volume I – Overview and Theory. Los Angeles National Laboratory, University of California, USA (2003).

فایل ها

هم رسانی

ارجاع به این مقاله

آمار