این سایت در حال حاضر پشتیبانی نمی شود و امکان دارد داده های نشریات بروز نباشند
سنجش و ایمنی پرتو، جلد ۶، شماره ۲، صفحات ۲۱-۲۸
عنوان فارسی شبیه‌سازی مونت کارلو یک دستگاه پرتودهی نوترونی به منظور تعیین بازده آشکارسازهای نوترون‌های حرارتی
چکیده فارسی مقاله در این تحقیق یک دستگاه پرتودهی نوترونی شامل 6 چشمه نوترون واقع در یک محیط گرافیتی، که شاری به­نسبت بالا و یکنواخت از نوترون‌های حرارتی را در مرکز سیستم تأمین می‌کند، شبیه‌سازی شده و شار نوترون‌های حرارتی به­دست آمده در مرکز سیستم از روش شبیه‌سازی با شار تجربی، که درحفره‌ای در مرکز یک سیستم مشابه اندازه‌گیری شده، مقایسه شده است. تطابق بسیار خوب نتایج حاصل از شبیه‌سازی با نتایج تجربی نشان می‌دهد که با روش شبیه‌سازی می‌توان شار واقعی نوترون‌ها را در یک چنین سیستمی (یا هر سیستم پرتودهی دیگری) به­طور دقیق محاسبه و از آن برای کالیبره کردن آشکارسازها و دزیمترهای نوترون‌های حرارتی استفاده کرد. برای انجام محاسبات از کد MCNP < /span> استفاده شده است. به این منظور در ابتدا شار نوترون­های حرارتی ناشی از یک چشمه نوترون در یک محیط گرافیتی در فواصل مختلف از چشمه محاسبه گردیده و سپس محاسبات برای حالت­های حضور 2، 4، و 6 چشمه نوترون در محیط گرافیت انجام و نتایج آن مورد بحث و بررسی قرار گرفته است. همچنین به­منظور تحقیق بر روی اثر خواص کند­کنندگی محیط بر روی توزیع شار نوترون‌ها در این سیستم، به موازات انجام محاسبات در محیط گرافیت، محاسبات برای محیط آب هم انجام شده که نتایج نشان می‌دهند محیط آب، به­عنوان یک کند­کننده، برای طراحی چنین دستگاهی مناسب نیست.
کلیدواژه‌های فارسی مقاله شبیه‌سازی مونت کارلو، کد MCNP، نوترون‌های حرارتی، بازده آشکارسازهای نوترون، تابش دهی نوترونی،
عنوان انگلیسی ِِِِMonte Carlo simulation of a neutron irradiating system for determining efficiency of thermal neutron detectors
چکیده انگلیسی مقاله In this work, a neutron irradiating system containing six Am/Be neutron sources in a graphite moderator, which produces a relatively high and uniform thermal neutron flux in an irradiating cavity at the center of the system , has been simulated .The thermal neutron flux in the center of the system has then been calculated and compared with experimental results measured in a cavity at the center of a similar system .Good agreement between calculated and measured values show that true value of thermal neutron flux in this system (or any other irradiating system) can be accurately calculated by simulation method and be used for calibrating neutron detectors and dosimeters. This system has been simulated using the MCNP Monte Carlo computer code. .In the calculations, thermal neutron flux has been first calculated at various distances from a single neutron source in a graphite moderator and then calculations have been performed and results discussed for various cases of 2 , 4 and 6 neutron sources being present in the system. In addition, to investigate the effect of moderator properties on neutron flux distribution in the system, parallel calculations have been done for watermoderator, which show water is not a proper moderator for such a system.
کلیدواژه‌های انگلیسی مقاله شبیه‌سازی مونت کارلو, کد MCNP, نوترون‌های حرارتی, بازده آشکارسازهای نوترون, تابش دهی نوترونی
نویسندگان مقاله احمد شیرانی |
دانشگاه صنعتی اصفهان

حسن وثوقیان |
دانشگاه صنعتی اصفهان

نشانی اینترنتی https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112215_6ca2957afeeee951dc7496f4334600c6.pdf
فایل مقاله فایلی برای مقاله ذخیره نشده است
کد مقاله (doi)
زبان مقاله منتشر شده fa
موضوعات مقاله منتشر شده
نوع مقاله منتشر شده
برگشت به: صفحه اول پایگاه   |   نسخه مرتبط   |   نشریه مرتبط   |   فهرست نشریات