شماره ركورد كنفرانس :
3333
عنوان مقاله :
مطالعه بتن به عنوان ماده موثر جهت حفاظ سازي پرتوهاي گاما و نوترون در سيستم راديو گرافي صنعتي نوترون با استفاده از كد MCNPX
عنوان به زبان ديگر :
Investigation of concrete as an effective material for neutron and gamma shielding in the industrial neutron radiography systems with MCNPX code
پديدآورندگان :
مطبوع سولماز دانشگاه صنعتي شريف، تهران - دانشكده مهندسي انرژي - گروه مهندسي هسته اي , اميدي زهره دانشگاه شهيد بهشتي، تهران - دانشكده مهندسي هسته اي - گروه كاربرد پرتوها , وثوقي ناصر دانشگاه صنعتي شريف، تهران - دانشكده مهندسي انرژي - گروه مهندسي هسته اي , فقهي اميرحسين دانشگاه شهيد بهشتي، تهران - دانشكده مهندسي هسته اي - گروه كاربرد پرتوها
كليدواژه :
بتن , حفاظ سازي , پرتوهاي گاما , نوترون , سيستم راديوگرافي صنعتي نوترون , كد MCNPX , روش هاي تصويربرداري
عنوان كنفرانس :
كنفرانس فيزيك ايران ۱۳۹۱
چكيده فارسي :
نوترون راديوگرافي يكي از انواع تس تهاي غير مخرب و روش هاي تصويربرداري از قطعات مختلف متشكل از عناصر با عدد جرمي كم و زياد م يباشد. در اين ميان حفاظ سازي مناسب سيستم به لحاظ بيولوژيكي جهت به حداقل رساندن دز دريافتي پرسنل بسيار مهم است. در اين پژوهش يك مدل محاسباتي جهت بررسي تركيبات مختلف چهار نوع بتن سنگين ارائه شده است. در شبيه سازي ها از چشمه نقطه اي و طيف نوترون راكتور حرارتي با توزيع فضايي همسانگرد در مركز كره اي به شعاع 80 سانتي متر به عنوان مسئله آزمون استفاده شده است. به اين منظور از كد مونت كارلوي MCNPX براي محاسبه توزيع مكاني نوترون ها استفاده شده است. نتايج محاسبات از طريق مقايسه با نتايج مسئله آزمون مورد نظر مورد اعتبار سنجي قرار گرفته است. نهايتا از ميان گزينه هاي مورد بررسي مناسب ترين آن ها جهت حفاظ سازي نوترون و گاما پيشنهاد شده است.
چكيده لاتين :
Neutron radiography is one of the non-destructive tests and imaging methods implemented on different units comprised of large and small mass numbers. Anyhow in order to minimize the received dose of the personnel, a suitable biological shielding is necessary. In the current research, a calculation model for studying on four types of heavy concrete with different compositions is presented. In these simulations, a test sample consists of a point source in the center of a sphere with 80 centimeters radius is assumed. Neutron spectra of a thermal reactor in an isotropic media are supposed as well. Towards this end, the MCNPX computer code is employed
to calculate neutron spatial distribution. The results are validated against the test sample results. Finally the most appropriate options for the shielding of neutron and gamma ray are recommended