بررسی تولید رادیوایزوتوپ های با نیمه عمر بالا در حفاظ های زیستی در راکتورهای هسته ای به وسیله ی کد های MCNP و ORIGEN-S

نوع مقاله : مقاله کنفرانسی

نویسندگان

گروه فیزیک، دانشکده علوم پایه، دانشگاه گیلان، رشت، گیلان، ایران

چکیده

دز دریافتی ناشی از تابش‌های یوننده توسط سه عامل زمان، چشمه و حفاظت تعیین می‌شود، درنتیجه حفاظت مطلوب می‌تواند باعث کاهش دز دریافتی و افزایش اطمینان از سلامت فعالیت‌ها شود. هم‌چنین ماده‌ی حفاظ مانند هر ماده‌ی دیگری پس از قرارگیری در معرض تابش، رادیواکتیو می‌شود. هدف در این مقاله بررسی خواص حفاظتی و محاسبه‌ی ضریب تضعیف نوترون بتن‌های با افزودنی پلی‌اتیلن، سرپانتین و آهن‌ مگنتیت به ‌کمک کد MCNP است. پس از آن زمان مورد نیاز برای هر یک از این ترکیبات برای رسیدن به سطح پاکی تعیین شده توسط آژانس توسط کد ORIGEN-S بررسی می‌شود که وجود رادیوایزوتوپ‌های Co، Eu و Cs در این مورد تأثیرگذار است.

کلیدواژه‌ها

عنوان مقاله [English]

Simulation of long-lived activation products in nuclear reactor biological shield by MCNP and ORIGEN-S

نویسندگان [English]

  • Alireza Sadremomtaz
  • Mohammad reza Kazemian
Department of Physics, Faculty of Sciences, University of Guilan, Rasht, Iran
چکیده [English]

the absorbed dose due to ionizing radiation is a function of three parameters: 1- Time 2- Source 3- Shielding. shielding materials -as any other material- activate when they are exposed to irradiation. The aim of this study is to calculate the attenuation coefficient and investigate shielding properties of different concrete compounds with various aggregates. After that the required time for achieving IAEA anounced clearance levels for these compounds was calculated by ORIGEN-S code.Cs, Co and Eu are important radionucleids in term of determine the required time for achieving clearance levels. 

کلیدواژه‌ها [English]

  • : shielding
  • clearance level
  • Concrete
  • aggregate
  • biological shield

مراجع

  1. J. S. Walker, T. R. Wellock. A Short History of Nuclear Radiation, 1946-2009. U.S. Nuclear Commission, Washington, 2010.
  2. Biological shield. United States Nuclear Regulatory Commission. http://www.nrc.gov/reading-rm/basic-ref/glossary/biologicalshield.html.Retrieved 13 August 2010.
  3. R. J. Preston. Radiation biology: concepts for radiation protection. Health Phys. 88 (6) (2005) 545-456.
  4. A. B. Chilton, J. K. Shultis, R. E. Few. Principles of Radiation Shielding. Prentice-Hall, Englewood Cliffs, NJ, 1984.
  5. R. S. Keshavamurthy, D. V. Subramanian, R. R. Prasad, A. Haridas, P. Mohanakrishnan, S. C. Chetal. Experimental measurements of neutron attenuation in the advanced shield material ferro - boron in KAMINI reactor. Energy Procedia 7 (2011) 273-278.
  6. D. Sayer, R.Kucer, N. Kucer. Neutron shielding properties of concerts containing boron carbide and Ferro-Boron. World Conf. Tech. Innovation Entrepreneurship 195 (2015) 1752-1756.
  7. L. E. Antonides. Diatomite, U.S.G.S. RetrieVed December 12, 2010.
  8. A. Yadollahi, E. Nazemi, A. Zolfaghari, A. M. Ajorloo. Optimization of thermal neutron shield concrete mixture using artificial neural network. Nucl. Eng. Design 305 (2016) 146-155.
  9. O. Gencel, A. Bozkurt, E. Kam, T. Korkut. Determination and calculation of gamma and neutron shielding characteristics of concretes containing different hematite proportions. Ann. Nucl. Energy 38 (12) (2011) 2719–2723.
  10. A. Suzuki,  T. Iida,  J. Moriizumi, Y. Sakuma, J. Takada, K. Yamasaki,  T. Yoshimoto. Trace elements with large activation cross section in concrete materials in Japan, J. Nucl. Sci. Tech. 38 (7) (2001) 542-550.
  11. International Atomic Energy Agency, Application of exemption principles to the Recycle and Reuse of materials from Nuclear Facilities, Safety Series No. 111 P-1.1, IAEA, Vienna, Austria, 1992.
مجله سنجش و ایمنی پرتو
دوره 11، شماره 4 - شماره پیاپی 44
ششمین کنفرانس سنجش و ایمنی پرتوهای یونساز و غیریونساز
اسفند 1401
صفحه 83-87

فایل ها

هم رسانی

ارجاع به این مقاله

آمار