سامانه مدیریت نشریات علمی دانشگاه کاشان

صدرممتاز, علیرضا, کاظمیان, محمدرضا. (1401). 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. سامانه مدیریت نشریات علمی, 11(شماره 4), 83-87.
علیرضا صدرممتاز; محمدرضا کاظمیان. "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". سامانه مدیریت نشریات علمی, 11, شماره 4, 1401, 83-87.
صدرممتاز, علیرضا, کاظمیان, محمدرضا. (1401). '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', سامانه مدیریت نشریات علمی, 11(شماره 4), pp. 83-87.
صدرممتاز, علیرضا, کاظمیان, محمدرضا. 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. سامانه مدیریت نشریات علمی, 1401; 11(شماره 4): 83-87.

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

مجله سنجش و ایمنی پرتو
مقاله 17، دوره 11، شماره 4 - شماره پیاپی 44، اسفند 1401، صفحه 83-87    اصل مقاله (389.37 K)
نوع مقاله: مقاله کنفرانسی
نویسندگان
علیرضا صدرممتاز؛ محمدرضا کاظمیان*
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
حفاظ زیستی؛ سطح پاکی؛ بتن؛ سطح مقطع واکنش؛ MCNP؛ ORIGEN-S
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.
آمار
تعداد مشاهده مقاله: 508
تعداد دریافت فایل اصل مقاله: 457