بازیابی طیف نوترون با استفاده از کد MCNPX و الگوریتم تکرار کد SAND-II

نویسندگان

  • سعید محمدی استاد، گروه فیزیک، دانشگاه پیام نور، تهران، تهران، ایران

چکیده

در استفاده از چشمه نوترونی برای کاربردهای مختلف دانستن طیف این چشمه بسیار مهم است. یکی از روش های رایج برای اندازه گیری طیف انرژی نوترون روش فعال سازی پولک های آستانه‌ای و استفاده از کدهای بازیابی طیف نظیر SAND-II است. از محدودیت های این کد این است که هندسه چشمه و محیط آزمایش پرتوگیری پولک‌ها در آن قابل تعریف نیست. در این مطالعه، برای حذف این محدودیت ها، با استفاده از ترکیب الگوریتم تکرار موجود در کد SAND-II و کد MCNPX یک کد جدید معرفی شده است. هندسه کامل محیط آزمایش پرتوگیری شامل هندسه پولک و چشمه می‌تواند به وسیله کد MCNPXشبیه سازی شود. در کد پیشنهادی از الگوریتم تکرار اصلاح شده موجود در کد SAND-II بهره گرفته شده است. نتایج تحقیق نشان می دهد که نحوه چینش پولک ها مقابل چشمه نوترونی در مقدار فعالیت اشباع ایجاد شده در آن‌ها مؤثر است. همچنین با استفاده از اطلاعات به دست آمده توسط کد پیشنهادی ما، طیف بازیابی شده توسط این کد توافق خوبی با دیگر روش های بازیابی طیف نوترون دارد.

برای دسترسی به متن کامل این مقاله و 10 میلیون مقاله دیگر ابتدا ثبت نام کنید

ثبت نام

اگر عضو سایت هستید لطفا وارد حساب کاربری خود شوید

ورود

منابع مشابه

از جمله روش های تولید نوترون های سریع استفاده از برهم کنش نوترون-پروتون می باشد که این نوع برهم کنش در محیط آزمایشگاه قابل انجام می باشد. در این پایان نامه تلاش شده تا آزمایش تولید نوترون را با استفاده از کد mcnpx شبیه سازی، ونتایج تجربی و شبیه سازی شده را مقایسه کنیم.

با هدف شبیه‌سازی پاسخ آشکار سوسوزن 213NE به نوترون­‌های چشمه­‌ی Am-Be، محاسبه­‌های ترابرد نوترون و ذرات باردار ثانویه با استفاده از برنامه‌­ای که خروجی کارت PTRAC کد MCNPX را پس‌پردازش می‌کند (برنامه­‌ی MCNPX-PHOTRACK) و محاسبه­‌ی مقدار نور سوسوزنی هر کدام از ذرات باردار از طریق منحنی‌های نوری معتبر، و در نهایت، محاسبه­‌ی ترابرد نور سوسوزنی نیز با استفاده از کد PHOTRACK به انجام رسید. به منظور ...

در این پژوهش از روش (1/v Poisoning Method ) یا روش اختلال برای محاسبه پارامترهای سینتیکی راکتور تحقیقاتی تهران مانند ضریب تکثیر مؤثر (Keff)، کسر موثر نوترون‌های تأخیری eff)β(، عمر نوترون (ℓ) استفاده شده است. هدف از این پژوهش این است که میزان خطای به وجود آمده در مقادیر این پارامتر ها مخصوصأ عمر نوترون(ℓ) که ابتدا توسط کد MCNPX محاسبه شده است کاهش یافته و عدد منطقی تری به دست آورده شود. اساس کار...

Recognizing the accident and estimating absorbed doses at the incident time, is one of the requirements for radiation safety. The aim of this paper is designing a model for assessment of nuclear criticality effectiveness in non-reactor units and evaluation of the effect of variation of distances on dose rate and neutron energy spectrum. In this study neutron dose-rate was simulated between 0.5m...

هدف از این مطالعه تهیه مدلی برای ارزیابی اثرات بحرانیت هسته­ای در واحد­های فرآیندی غیر راکتوری و بررسی تأثیر فاصله بر کاهش دز و طیف انرژی نوترون می­باشد. در تحقیق حاضر میزان دز دریافتی در فواصل 5/0 تا 45 متر از محل حادثه با استفاده از کد مونت کارلو mcnpx مورد بررسی قرار گرفت. طیف انرژی نوترون در داخل مخزن و بر روی آشکارسازهای شبیه سازی شده در فواصل 20،25و30 متر مورد مطالعه قرار گرفت و تاثیر فاص...

در این پژوهش از روش (1/v poisoning method ) یا روش اختلال برای محاسبه پارامترهای سینتیکی راکتور تحقیقاتی تهران مانند ضریب تکثیر مؤثر (keff)، کسر موثر نوترون های تأخیری eff)β(، عمر نوترون (ℓ) استفاده شده است. هدف از این پژوهش این است که میزان خطای به وجود آمده در مقادیر این پارامتر ها مخصوصأ عمر نوترون(ℓ) که ابتدا توسط کد mcnpx محاسبه شده است کاهش یافته و عدد منطقی تری به دست آورده شود. اساس کار...

× خانه ژورنال ها ثبت نام ورود