توسعه یک حفاظ ترکیبی نوترون و گاما برای چشمه کالیفرنیوم-252 با استفاده از کد مونت‌کارلوی MCNPX

نوع مقاله : مقاله پژوهشی

نویسندگان

دانشکده فنی مهندسی، گروه مهندسی هسته‌ای، دانشگاه آزاد اسلامی واحد علوم تحقیقات، تهران، ایران

چکیده

در طول دهه‌ها، حفاظت در برابر پرتوهای یونساز یک دغدغه جهانی بوده است. در حوزه حفاظ در برابر اشعه، فوتون‌ها و نوترون‌ها اهمیت ویژه‌ای دارند، زیرا این پرتوها بار الکتریکی نداشته و عمق نفوذ بالایی در مواد مختلف دارند. یکی از چشمه‌های کاربردی نوترون، کالیفرنیوم-252 می‌باشد که شار بسیار بالایی از نوترون‌های سریع را به همراه فوتون‌های گاما تولید می‌کند. طراحی یک حفاظ با مواد مناسب و کاهش حجم و وزن حفاظ جهت سهولت در جابه جایی منبع با حفاظ و جهت کاهش دز گاما و نوترون یک امر ضروری است. در این تحقیق، ویژگی‌های حفاظتی کنرتیوم، استیل ضدزنگ، تنگستن کاربید و پلی‌اتیلن/بیسموت (5/78% وزنی) برای کاهش دز معادل گاما و منیزیوم بوروهیدرید، آلومینیوم بوروهیدرید، زیرکونیوم بوروهیدرید، لیتیم بوروهیدرید، توریم بوروهیدرید، برلیوم بوروهیدرید، پریمادکس و سدیم سیانوبوروهیدرید برای کاهش دز معادل نوترون، با کمک کد مونت‌کارلوی MCNPX شبیه‌سازی شد. نتایج شبیه‌سازی نشان دادند که منیزیوم بور هیدرید با ضخامت cm 5/17 و کنرتیوم با ضخامت cm 1 منجر به کاهش 5/5 درصدی در آهنگ دز کل در فاصله 1 متری از چشمه و کاهش 39 درصدی ضخامت حفاظ نسبت به مقاله مرجع (جنس و ضخامت آن در متن بیان شده است) گردید. بنابراین، منیزیوم بور هیدرید و کنرتیوم به ترتیب به عنوان بهترین ماده جاذب نوترون و گاما تعیین شدند. در ادامه این مطالعه، توسعه و بررسی مواد پیشرفته دیگری به عنوان یک حفاظ بهینه در یک میدان آمیخته نوترون و گاما پیشنهاد می‌شود.

کلیدواژه‌ها

عنوان مقاله [English]

Developing a hybrid neutron and gamma shield for the californium-252 source using MCNPX Monte Carlo code

نویسندگان [English]

  • Mohammad Hossein Asadi Kamasaee
  • Morteza Akbari
Department of Engineering and Technology, Faculty of Nuclear Engineering, Islamic Azad University, Tehran, Iran
چکیده [English]

Protection against ionizing radiation has been a global concern for decades. In the field of radiation protection, photons and neutrons are particularly important, because these rays do not have an electric charge and have a high penetration depth in different materials. One of the most useful neutron sources is californium-252, which produces a very high flux of fast neutrons along with gamma photons. Considering the portability of californium-252, one of its advantages is the treatment of cancer with alpha particles by capturing its neutrons by boron-10. Therefore, it is necessary to design a shield with suitable materials and reduce the volume and weight of the shield in order to facilitate the moving of the source with the shield and to reduce the gamma and neutron dose. In this research, by using a pre-designed shield, the protective properties of kennertium, stainless steel, tungsten carbide and polyethylene/bismuth (78.5% wt.) to reduce gamma equivalent dose and magnesium borohydride, aluminum borohydride, zirconium borohydride, lithium borohydride, thorium borohydride, beryllium borohydride, premadex and sodium cyanoborohydride to reduce Neutron equivalent dose was simulated with the help of MCNPX Monte Carlo code. The simulation results indicated that magnesium borohydride with a thickness of 17.5 cm and kennertium with a thickness of 1 cm led to a 5.5% decrease in the total dose rate at a distance of 1 meter from the source and a 39% decrease in the shielding thickness compared to the reference article (the material and the thickness are stated in the text). Therefore, magnesium borohydride and kennertium were determined as the best neutron and gamma absorbers, respectively. In the continuation of this study, the development and investigation of other advanced materials are suggested as an optimal shielding in a mixed neutron and gamma field.

کلیدواژه‌ها [English]

  • Neutron
  • Gamma
  • Shielding
  • Radiation protection
  • Monte Carlo Simulation

مراجع

  1. R. C. Martin, J. B. Knauer, P. A. Balo. Production, distribution and applications of californium-252 neutron sources. Appl. Radiat. Isot. 53 (4-5) (2000) 785-92.
  2. A. Miller. Californium-252 as a Neutron Source for BNCT. In: Neutron Capture Therapy: Principles and Applications. 69-74. Springer Berlin, Heidelberg, 2012.
  3. G. J. Neary, R. J. Munson, R. H. Mole. Chronic Radiation Hazards: An Experimental Study with Fast Neutrons. Pergamon Press, London 1957.
  4. S. T. Abdulrahman, Z. Ahmad, S. Thomas, A. A. Rahman. Introduction to neutron-shielding materials. In Micro and Nanostructured Composite Materials for Neutron Shielding Applications. 1–23. Woodhead Publishing, 2020.
  5. H. R. Vega-Carrillo, E. Manzanares-Acuña, V. M. Hernández-Dávila, E. Gallego, A. Lorente, I. Donaire. Water-extended polyester neutron shields for a 252Cf neutron source. Radiation Protection Dosimetry. 126(1-4) (2007) 269-273.
  6. M. Nasrabadi, E. Ebrahimibasabi, H. Tavakoli-Anbaran. Compact shielding and irradiator design of a 252Cf neutron source. Appl. Radiat. Isot. 143 (2019) 29-34.
  7. I. Moradi Gharatloo, Y. Kasesaz, and M.S. Hosseini panah. Investigation of metal hydrides applicability as neutron moderator and shielding by MCNPX. J. Radiat. Safety Measurement. 9 (4) (2020) 179-184.
  8. J. G. Fantidis. The comparison between simple and advanced shielding materials for the shield of portable neutron sources. Int. J. Radiat. Res. (2015). 13 (4) (2015) 287-295.
  9. F. Zhang, H. Wu, X. Wang, G. Wu, W. Jia, Y. Ti. Compact shielding design of a portable 241Am-Be source. Appl. Radiat. Isot. 128 (2017) 49-54.
  10. N. H. Moadab, M. K. Saadi. Optimization of an Am-Be neutron source shield design by advanced materials using MCNP code. Radiat. Phys. Chem. 158 (1) (2019)109-114.
  11. N. A. A. Elsheikh. Gamma-ray and neutron shielding features for some fast neutron moderators of interest in 252Cf-based boron neutron capture therapy. Appl. Radiat. Isot. 156 (2020)109012.
  12. P. Basu, R. Sarangapani, B. Venkatraman. Compact shielding design for 740 GBq 241Am-Be neutron source transport container. Radiat. Phys. Chem. 170 (2020) 108670.
  13. C. J. Guembou Shouop, S. I. Bak, M. Ndontchueng Moyo, E. J. Nguelem Mekongtso, D. Strivay. New Cf-252 neutron source shielding design based Monte Carlo simulation using material combination. AIP Advances. 10 (7) (2020) 075203.
  14. I. Akkurt, S. Al-Obaidi, H. Akyildirim, K. Gunoglu. Neutron shielding for 252Cf source: FLUKA simulations and measurements. Iranian J. Sci. Tech. Tran. A: Sci. 46(3) (2022)1055-1064.
  15. K. Mokhtari, M. K. Saadi, H. A., Panahi, G. Jahanfarnia. The shielding properties of the ordinary concrete reinforced with innovative nano polymer particles containing PbO–H3BO3 for dual protection against gamma and neutron radiations. Radiat. Phys. Chem. 189 (2021) 109711.
  16. T. Cui, F. Wang, L. Bing, R. Wang, Z. Ma, Jia, Q. Monte Carlo simulation and optimization of neutron ray shielding performance of related materials. Nucl. Eng. Tech. 56 (9) (2024) 3545-3552.
  17. L. S. Waters, G. W. McKinney, J. W. Durkee, M. L. Fensin, J. S. Hendricks, M. R. James, R. C. Johns, D. B. Pelowitz. The MCNPX Monte Carlo radiation transport code. In: AIP conference Proceedings 2007 Mar 19 (Vol. 896, No. 1, pp. 81-90). American Institute of Physics.
  18. ANSI/ANS-6.1.1-1991, Neutron and gamma-ray fluence-to-dose factors. An AmericanNational Standard published by the American Nuclear Society (Approved August 26,1991).
  19. 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. Annal. Nucl. Energy. 59 (1) (2013) 47-52.
  20. T. Hayashi, K. Tobita, S. Nishio, K. Ikeda, Y. Nakamori, S. Orimo. Neutronics assessment of advanced shield materials using metal hydride and borohydride for fusion reactors. Fusion Eng. Des. 81 (8-14) (2006) 1285-1290.
  21. ICRP, 1991. 1990 Recommendations of the International Commission on Radiological Protection. ICRP Publication 60. Annual report ICRP 21 (1-3).
  22. I. Moradi Gharatloo, Y. Kasesaz, M. S. Hosseini panah. Investigation of metal hydrides applicability as neutron moderator and shielding by MCNPX. J. Radiat. Safety Measurement. 9 (4) (2020) 179-184.
  23. N. Soppera, M. Bossant, E. Dupont. JANIS 4: an improved version of the NEA java-based nuclear data information system. Nucl. Data Sheets 120 (2014) 294-296.
  24. D. J. Hughes, Neutron Cross Sections. Vol. 2.  Pergamon, New York, 1957.

فایل ها

هم رسانی

ارجاع به این مقاله

آمار