STUDY OF NEUTRON YIELD FOR THE 241Am-9Be SOURCE
Author(s):
Abstract:
Beryllium chemical combination has a considerable effect on the design and fabrication of the neutron source. In this investigation the beryllium combinations were studied as a generator of neutrons with various mass percentage, and the neutron yields were also calculated using the results of the ALICE and SRIM codes calculations per unit incident charge. The neutron yields of Beryllium Hydride, Beryllium Carbide, Beryllium Hydroxide, Beryllium Oxide, Beryllium Acetate, Beryllium Acetylacetonate and Beryllium Sulfate were calculated as 4397.992x10-7, 1511.184x10-7, 976.609x10-7, 595.299x10-7,336.163x10-7,169.62x10-7 and1 49.053x10-7 respectively. Our calculations indicate that, the Beryllium Hydride is a proper material for use in the 241Am-9Be neutron source.
Language:
English
Published:
Iranian Journal of science and Technology (A: Siences), Volume:33 Issue: 3, Summer 2009
Page:
277
magiran.com/p797620
دانلود و مطالعه متن این مقاله با یکی از روشهای زیر امکان پذیر است:
اشتراک شخصی
با عضویت و پرداخت آنلاین حق اشتراک یکساله به مبلغ 1,390,000ريال میتوانید 70 عنوان مطلب دانلود کنید!
اشتراک سازمانی
به کتابخانه دانشگاه یا محل کار خود پیشنهاد کنید تا اشتراک سازمانی این پایگاه را برای دسترسی نامحدود همه کاربران به متن مطالب تهیه نمایند!
توجه!
- حق عضویت دریافتی صرف حمایت از نشریات عضو و نگهداری، تکمیل و توسعه مگیران میشود.
- پرداخت حق اشتراک و دانلود مقالات اجازه بازنشر آن در سایر رسانههای چاپی و دیجیتال را به کاربر نمیدهد.
In order to view content subscription is required
Personal subscription
Subscribe magiran.com for 70 € euros via PayPal and download 70 articles during a year.
Organization subscription
Please contact us to subscribe your university or library for unlimited access!