محاسبه و ساخت کندکننده چند منظوره با چشمه نوترونی Am- Be

نوع مقاله : مقاله پژوهشی

نویسندگان

1 استادیار فیزیک هسته ای، گروه فیزیک، دانشکده علوم پایه، دانشگاه اراک

2 دانشیار فیزیک هسته ای، گروه فیزیک، دانشکده علوم پایه، دانشگاه اراک

3 کارشناس ارشد فیزیک هسته ای، گروه فیزیک، دانشکده علوم پایه، دانشگاه اراک

چکیده

دراین تحقیق یک کند کننده چند منظوره وهم خط ساز نوترون وحفاظ لازم برای چشمه Am-Be طراحی و ساخته شده است. بااستفاده از کد محاسباتی مونت کارلو MCNP4X بهترین شرایط برای حصول بیشترین شارنوترون حرارتی از کند کننده و هم خط ساز برای مواد مختلف تعیین گردید. از بین مواد کند کننده مختلف بررسی شده پارافین جامد با فرمول شیمیاییC25H52 با کمترین  مقدار فاکتور حرارتی (TF) 2cm 1010×6/9 به عنوان ماده کند کنند انتخاب شده است. با استفاده از هم خط سازطراحی شده در این طرح ،بیشترین شار نرمالیزه نوترون حرارتی  5-10×29/2 با ضریب هم خط سازی موثر4/4 به دست آمده است.شار نوترون و فوتون برای کانال های مختلف تعبیه شده در کند کننده محاسبه گردید. دُز مجموع معادل گاما و نوترون با استفاده از حفاظ گذاری بهینه که با کدMCNP4X  برای مواد مختلف محاسبه شده است به طور چشمگیری کاهش پیدا کرد .مقدار اندازه گیری شده دُز نوترون و گاما به ترتیب 23% و 25% بیشتر از مقدار محاسبه شده با استفاده از کد MCNP4X است که در توافق خوبی با مقدار تجربی است.

کلیدواژه‌ها

عنوان مقاله [English]

Design and construction of multipurpose moderator with Am-Be neutron source

نویسندگان [English]

  • Reza Por Imani 1
  • Saeed Hamidi 2
  • Khaton Abas Nezhad 3
1 Assistant professor, Department of physics, Faculty of science, Arak University, Arak
2 Associate Professor, Department of physics, Faculty of science, Arak University, Arak
3 M.Sc, Department of physics, Faculty of science, Arak University, Arak
چکیده [English]

In this paper, design and construction of multipurpose neutron moderator, collimator and shielding were studied for Am-Be neutron source. Monte Carlo Code MCNP4‍X was used to obtain the maximum neutron flux in the collimator outlet for various moderator materials. Between of moderator material such  H2O, D2O, C, Be, BeO and paraffin, the solidparaffin with molecular formula C25H52  has been chosen which has optimum efficient and minimum  Thermalization  Factor (TF) as 9.6×1010 cm2. Using a collimator design assembly it was possible to obtain a normalized thermal neutron flux, equals 2.29×10-5( ) at an effective collimator ratio of 4.4. For various channel outlet of designed neutron moderator, neutron and photon flux calculated. The shielding optimization process significantly reduced total dose equivalent rates. Neutron and gamma dose measured that are in good agreement with MCNP4X code calculation.

کلیدواژه‌ها [English]

  • moderator
  • collimator
  • MCNP4X
  • Paraffin Wax
  • neutron flux

فایل ها

هم رسانی

ارجاع به این مقاله

آمار