ارزیابی میزان دز ناشی از نوترون در اطراف یک مولد نوترون DD/DT و طراحی حفاظ مناسب جهت ایستادن کاربر | ||
| مجله سنجش و ایمنی پرتو | ||
| مقاله 5، دوره 9، شماره 4 - شماره پیاپی 33، خرداد 1399، صفحه 33-42 اصل مقاله (993.62 K) | ||
| نویسندگان | ||
| حسین جراحی1؛ یاسر کاسه ساز* 2 | ||
| 1دانشگاه صنعتی خواجه نصیرالدین طوسی | ||
| 2پژوهشگاه 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 | ||
| مولد نوترون DD/DT؛ دز مؤثر نوترون؛ دز مؤثر گاما؛ شار نوترون؛ شار گاما؛ کد MCNPX؛ طراحی حفاظ | ||
| مراجع | ||
|
[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. | ||
|
آمار تعداد مشاهده مقاله: 632 تعداد دریافت فایل اصل مقاله: 466 |
||
