به جمع مشترکان مگیران بپیوندید!

تنها با پرداخت 70 هزارتومان حق اشتراک سالانه به متن مقالات دسترسی داشته باشید و 100 مقاله را بدون هزینه دیگری دریافت کنید.

برای پرداخت حق اشتراک اگر عضو هستید وارد شوید در غیر این صورت حساب کاربری جدید ایجاد کنید

عضویت
جستجوی مقالات مرتبط با کلیدواژه

mcnp code

در نشریات گروه فیزیک
تکرار جستجوی کلیدواژه mcnp code در نشریات گروه علوم پایه
  • کاوس عباسی*، محمدحسین نیری

    رآکتور HTR-10 یک رآکتور بسترتوپکی آزمایشی است که شبیه سازی شار نوترونی این رآکتور جهت توسعه این رآکتورها به دلایل مزیت های  متعددی که دارند بسیار پر اهمیت است. از مزیت های این نوع رآکتور ایمنی و راندمان بالا و ماژولار بودن آن است. از این رو یکی از موضوعات مهم و قابل توجه کشورهای صاحب تکنولوژی هسته ای مطالعه و تحقیقات بر روی  این نوع رآکتورها به منظور تجاری سازی آنها می باشد. ازآنجاکه سوخت و کندکننده در رآکتور به شکل گوی های کروی است و به صورت تصادفی در قلب توزیع می شوند، بررسی شار نوترونی این رآکتور از طریق بررسی حداقل ارتفاع لازم برای بحرانیت رآکتور با توجه به نوع چینش سوخت و کندکننده بسیار مهم است. بنابراین، در این تحقیق روش جدیدی برای چینش توپک های سوخت و کندکننده، با حفظ نسبت 43:57 پیشنهاد داده شده است. محاسبات و شبیه سازی قلب با استفاده از کد MCNP صورت گرفته است. گاز هلیم به عنوان خنک کننده در نظر گرفته شده و تغییرات راکتیویته بر اثر ورود میله های کنترل محاسبه شده است.

    کلید واژگان: رآکتور بسترتوپکی، ارتفاع بحرانیت، شار نوترونی، کد MCNP
    K. Abbasi *, M.H. Nayyeri

    The HTR-10 reactor is an experimental Pebble bed reactor, in which the simulation of the neutron flux for this reactor is very important due to several advantages of this type of reactor. One of the advantages is safety and high efficiency and its modularity. Therefore, one of the important and significant issues of the countries with nuclear technology is the study and research on this type of reactors in order to commercialize them. Since the fuel and moderator in the reactor are in the form of spherical spheres and are randomly distributed in the core, it is very important to evaluate the neutron flux of this reactor by calculating the minimum height necessary for the criticality of the reactor according to the type of arrangement of fuel and moderator. Therefore, in this research, a new method for the arrangement of fuel and moderator pellets  with keeping the ratio of 43:57 has been proposed. The calculations are performed using the MCNP code. Helium gas is considered as a coolant and changes in reactivity due to the entry of control rods have been calculated.

    Keywords: Pebble Bed Reactor, Criticality Height, Neutron Flux, MCNP Code
  • محمد ارکانی*، امیر پوررستم
    یکی از چالش هایی که بهره برداری رآکتور تحقیقاتی تهران با آن روبه رو است، جابه جایی و مدیریت سوخت های مصرف شده این رآکتور است. برای تخمین مخاطرات و همچنین در نظر گرفتن تمهیدات لازم، بایستی از دز مجتمع های سوخت در هوا، قبل از جابه جایی آنها، آگاهی داشت. نظر به شدت پرتوزایی سوخت های مصرف شده و درنتیجه آن آهنگ دز بالای آنها، امکان اندازه گیری آهنگ دز این سوخت ها در هوا به صورت مستقیم وجود ندارد. از این رو ابتدا بایستی در داخل آب استخر رآکتور آهنگ دز اندازه گیری شود و سپس با دانستن ضریب تبدیل آهنگ دز از آب به هوا، مقدار آن را در هوا تخمین زد. در این پژوهش، ضریب تبدیل دز از آب به هوا برای پرتوهای گامای گسیل شده از سوخت های مصرف شده رآکتور تحقیقاتی تهران از آزمایش با چشمه Fission Molly و همچنین از شبیه سازی مونت کارلو با استفاده از کد MCNP، تخمین زده شده است. نتایج به دست آمده از روش های فوق با یکدیگر تطابق نسبتا خوبی را نشان می دهند.
    کلید واژگان: سوخت مصرف شده، رآکتور تحقیقاتی تهران، ضریب تبدیل دز آب به هوا، Fission Molly، کد MCNP
    M. Arkani *, A. Pourrostam
    One of the primary challenges faced by operational personnel at the Tehran Research Reactor (TRR) is the handling and management of spent fuel assemblies. Estimating the radiation dose from these fuels in the air is crucial for assessing risks and implementing necessary safety measures during transportation. Due to the high radiation intensity and dose rates of spent fuels, direct measurement of their airborne dose rate is impractical. Instead, the dose rate is measured within the reactor pool water and then converted to an estimate for the air using conversion factors. This research focuses on estimating the dose conversion factor from water to air for gamma rays emitted by spent fuels at TRR. Experimental data from a fission molybdenum source and Monte Carlo simulations using the MCNP code were utilized to determine this conversion factor. The results obtained from both methods demonstrate relatively good agreement with each other.
    Keywords: Spent Fuel, Tehran Research Reactor, Water-To-Air Dose Conversion Factor, Fission Molly, MCNP Code
  • علی اروانه، علی اسدی*، سید ابوالفضل حسینی

    در این مطالعه ما با استفاده از کد مونت کارلو MCNP خواص حفاظت در برابر اشعه گاما سیستم شیشه ای با ترکیب با غلظت های مشخص (35، 30، 25، 20، 15، 10، 5 =x  درصد مول) را با محاسبه چندین پارامتر مربوط به تضعیف فوتون مانند لایه نیم جذب (HVL)، پویش آزاد میانگین ​​(MFP)، ضریب تضعیف جرمی (μm)، عدد اتمی موثر (Zeff) و ضریب انباشت (BF) برای سطوح مختلف انرژی در محدودهkeV100-1500 بررسی کردیم. برای تایید نتایج شبیه سازی، نتایج حاصل از شبیه سازی با داده های مستخرج از پایگاه داده  XCOMمقایسه شد. مشاهده شد که داده های مستخرج از پایگاه NIST-XCOM و نتایج کد کامپیوتری MCNP توافق خوبی با یک دیگر دارند. درصد انحراف  (PD)بین داده های مستخرج از پایگاه NIST-XCOM و نتایج حاصل از کد کامپیوتری MCNP در بیش تر موارد کم تر از 59/0 درصد بود. نتایج نشان می دهد که در مقایسه با مواد حفاظ مرسوم مانند بتن و سرب، ترکیب جدید پارامترهای تضعیف موثرتری را علاوه بر خواص فیزیکی نشان می دهد. شیشه با بالاترین غلظت 2TiO از نظر چگالی مطلوب ترین حالت را در مقایسه با مواد حفاظ بررسی شده دارد. در این مطالعه از یکی از روش های کاهش واریانس برای کاهش خطای محاسبات MCNP استفاده شد. توافق بین داده های مستخرج از پایگاه NIST-XCOM و نتایج حاصل از شبیه سازی های این مطالعه نشان می دهد که مدل سازی مونت کارلو یک روش خوب جهت بررسی مشخصات حفاظ پرتوی گاما می باشد.

    کلید واژگان: اشعه گاما، ضریب انباشت، کد MCNP و پایگاه داده XCOM، پارامترهای تضعیف مواد حفاظ
    A. Arvaneh, A. Asadi *, S.A. Hosseini

    In this study, using the MCNP Monte Carlo code, the gamma-ray protection properties of the glass system with the composition of (55-x)Bi2O3-15Pb3O4-20Al2O3-10ZnO-xTiO2 with certain concentrations (35, 30, 25, 20, 15, 10, 5 = mol percent) were examined by calculating the several parameters related to photon attenuation such as half-value layer (HVL), mean free path (MFP), mass attenuation coefficient (𝜇m), effective atomic number (Zeff) and buildup factor (BF) for different energies in the range of 1500-100 keV. To verify the simulation results, a comparison was made with the XCOM database. It was observed that the data extracted from the NIST-XCOM database and the MCNP simulation results are in reasonable agreement with each other. The percentage deviation (PD) between the data extracted from the NIST-XCOM database and the results obtained from the MCNP simulations was less than 0.59% in most cases. The results show that compared to conventional protective materials such as concrete and lead, the new composition shows more effective attenuation parameters in addition to physical properties. The glass with the highest concentration of TiO2 has the most favorable properties in terms of density compared to the investigated protective materials. In this study, one of the variance reduction methods was used in order to reduce the error in MCNP calculations. The agreement between the data extracted from the NIST-XCOM database and the results of the simulations of this study shows that Monte Carlo modeling is an effective method to investigate gamma-ray shielding characteristics.

    Keywords: gamma-ray, Buildup factor, MCNP code, the XCOM database, Attenuation parameters Shielding materials
  • محمد ارکانی*
    یکی از پارامترهای مهم محیط های پخش نوترون، طول پخش نوترون حرارتی است. روش مرسوم محاسباتی استفاده از کد MCNP برمبنای توزیع شار نوترون در محیط و برازش تابع ریاضی مربوطه بر آن است. در این پژوهش، روشی نوین که بر مبنای استفاده از کارت PTRAC است، ارایه شده است. پارامتر طول پخش نوترون حرارتی برای آب سبک بر اساس روش های فوق محاسبه شده و با مقادیر گزارش شده در مراجع مقایسه گردیده که تطابق خوبی نیز مشاهده شده است. حسن استفاده از روش فوق، عدم نیاز به برازش تابع توزیع شار نوترون است. علاوه بر آن در روش برازش تابع توزیع شار نوترون، فرض می شود که تا محل چشمه، فاصله ی کافی وجود دارد. این مساله بر میزان خطای نتایج حاصل، اثرگذار است، چرا که تابع توزیع شار نوترون در همه جا غیر از محل چشمه صادق است. در این پژوهش درستی روش پیشنهادی به صورت عددی در محیط آب سبک مورد ارزیابی قرار گرفته است.
    کلید واژگان: کد MCNPX، طول پخش نوترون حرارتی، شار نوترون
    M. Arkani *
    One of the key parameters of neutron diffusing media is the thermal neutron diffusion length. The popular calculational method is founded on utilizing MCNP code and curve fitting of a mathematical function to the neutron flux distribution in the media. In this investigation, a novel method based on the PTRAC card is proposed. The thermal neutron diffusion length parameter for light and water is calculated based on the above methods. The results are compared with the reported values and significant agreement is seen. The advantage of the above method is its independence from curve fitting to calculate the neutron flux distribution. In addition, in the curve fitting method, it is assumed that there is enough distance from the source location. This affects the error of the results because the neutron flux distribution function is correct everywhere except at the neutron source location. In the present investigation, the correctness of the proposed method in light water media is evaluated numerically.
    Keywords: MCNP Code, Neutron diffusion length, Neutron Flux
  • ارزو ریاحی، محمدرضا رضایی راینی نژاد*

    ایستگاه فضایی بین المللی (ISS) دایما تحت تشعشعات فضایی قرار دارد. بنابراین بررسی تاثیرات تشعشعات بر بدنه حایز اهمیت است. در این تحقیق به شبیه سازی اسپالیشن بدنه ماژول Destiny از ISS توسط چشمه اکسیژن کیهانی از طریق کد MCNP < /span> منطبق بر روش مونت کارلو پرداخته شده است.  فراوانی اکسیژن موجود در گاز بین ستاره ای معمولا به عنوان ردیاب فلزها در کهکشان ها استفاده می شود. برای کهکشان های نامنظم، میزان اکسیژن با جرم کل کهکشان ارتباط دارد، به این معنا که هرچه جرم کل بیشتر باشد، محتوای عنصر سنگین نیز بیشتر است. همچنین اسپالیشن به واکنش های هسته ای اطلاق می شود که هنگام تعامل ذرات پرانرژی با یک هسته اتمی اتفاق می افتد. کد MCNP < /span> یک کد نانو ذره مونت کارلو است که می تواند برای انتقال نوترون، فوتون، الکترون و... استفاده شود. بدنه ایستگاه فضایی ISS همواره تحت تشعشعات کیهانی است. پرتوها و ذرات کیهانی با شار بالا می تواند باعث تاثیر گذاشتن بر روی انسان و اجزای فضایی شود. این تاثیرات می تواند باعث اسپالیشن و تغییر ماده یا باعث توقف ذرات باردار و تولید پرتوهای ثانویه شود. اندازه گیری فراوانی رادیونوکلیدهای کیهانی با نیمه عمر طولانی در جو و ذخایر زمینی، ابزاری بسیار مهم را برای مطالعه فرایندهای جوی و تعامل بین مخازن مختلف تشکیل می دهد، هدف از این تحقیق محاسبه اسپالیشن چشمه اکسیژن کیهانی از طریق کد MCNP < /span> می باشد. نتایج این تحقیق نشان می دهد که رادیوایزوتوپ های مهمی همچون، ،،و  در اثر اسپالیشن  بدنه ایستگاه فضایی با یون های اکسیژن تولید می شوند.

    کلید واژگان: ایستگاه فضایی بین المللی (ISS)، اسپالیشن، اکسیژن کیهانی، کد MCNP، رادیوایزوتوپ
    Mohammad Reza Rezaie Rayeni Nejad *, Arezoo Riahi

    The International Space Station (ISS) is constantly exposed to space radiation. Therefore, it is important to study the effects of radiation on the body. In this research, the spallation of the body of the Destiny module of the ISS by the cosmic oxygen source is simulated using the MCNP code in accordance with the Monte Carlo method. The abundance of oxygen in interstellar gas is commonly used as a metal detector in galaxies. For irregular galaxies, the amount of oxygen is related to the total mass of the galaxy, meaning that the higher the total mass, the higher the heavy element content. Spallation also refers to nuclear reactions that occur when high-energy particles interact with an atomic nucleus. The MCNP code is a Monte Carlo nanoparticle code that can be used to transmit neutrons, photons, electrons, and … . The body of the ISS space station is always under cosmic radiation. High-flux cosmic rays and particles can affect humans and space components. These effects can cause spallation and changing the  material or stopping charged particles and producing secondary radiation. Measuring the abundance of cosmic radionuclides with long half-lives in the atmosphere and terrestrial reserves is a very important tool for studying atmospheric processes and  the interactions between different reservoirs. The purpose of this study is to calculate the cosmic oxygen spring splitting using the MCNP code. The results of this study show that important radioisotopes such as ، ،، and   are produced by spallation of the space station body  with oxygen ions.

    Keywords: International Space Station (ISS), Spallation, Cosmic Oxygen, MCNP code, Radioisotope
  • محمدرضا رضایی راینی نژاد*، آرزو ریاحی

    معمولا تولید رادیوایزوتوپ ها توسط  راکتورها و شتاب دهنده های سیکلوترون و خطی انجام می گرفت. در این تحقیق سعی می شود از روش مونت کارلو با استفاده از کد MCNP < /span> برای شبیه سازی فعال سازی نوترونی توسط چشمه نوترون کرمان و بررسی بهره رادیوایزوتوپ های تولیدی استفاده شود. بدین منظور از دستگاه پراش اشعه  Xبرای تشخیص عناصر تشکیل دهنده این مواد استفاده می شود . برای فعال سازی نوترونی به یک منبع برای بمباران کردن نمونه نیاز است که از این طریق رادیوایزوتوپ عناصر تولید می شود. هر رادیوایزوتوپ طیف مشخصی را منتشر می کند که با استفاده از آن می توان غلظت عناصر موجود در آن را تعیین کرد .نتیجه بررسی با استفاده از کد MCNP < /span> نشان می دهد که امکان تولید چشمه رادیواکتیو توسط چشمه نوترون کرمان  وجود دارد. رادیوایزوتوپ  بیشترین بهره تولید را بین مواد تحت تابش چشمه نوترون کرمان دارد. بنابراین از چشمه نوترون کرمان می توان برای تولید رادیوایزوتوپ های مناسب آزمایشگاه های هسته ای استفاده کرد.

    کلید واژگان: وترون، فعال سازی نوترونی، کد MCNP، چشمه نوترون در کرمان، رادیوایزوتوپ
    Mohammad Reza Rezaie Rayeni Nejad *, Arezoo Riahi

    Radioisotopes were usually produced by reactors and cyclotron and linear accelerators. In this research, we try to use the Monte Carlo method using MCNP code to simulate neutron activation by the neutron source of Kerman and to investigate the interest of the produced radioisotopes. For this purpose, X-ray powder diffraction is used to detect the constituent elements of these materials. Neutron activation requires a source to bombard the sample, which produces the radioisotope of the elements. Each radioisotope emits a specific spectrum that can be used to determine the concentration of elements in it. The result of the study using the MCNP code shows that it is possible to produce a radioactive source by Kerman neutron source. Radioisotope 36Cl has the highest production interest among the materials irradiated by Kerman neutron source. Therefore, Kerman neutron source can be used to produce suitable radioisotopes for nuclear laboratories.

    Keywords: Neutron, Neutron Activation, MCNP code, neutron source in Kerman, Radioisotope
  • سجاد ظهیری کوپایی*، محمدرضا عبدی، مجید جلالی حاجی آبادی
    محاسبه و اندازه گیری دز گاما رآکتورهای هسته ای از لحاظ ایمنی، حفاظت و هم چنین استفاده جهت برنامه های طراحی و توسعه ی پیش روی سازمان ها حایز اهمیت است. به منظور دست یابی به این هدف روش اندازه گیری تجربی با دزسنج های گایگر - مولر دیجیتال RADOS و SMART-RAD و شبیه سازی به کار گرفته شده است. پیکربندی سه بعدی رآکتور زیربحرانی آب سبک پژوهشکده رآکتور اصفهان به منظور محاسبات دزسنجی گاما با کد 6/2MCNPX و تالی های شار سلولی 4F (2/cm تعداد ذره)، شار در یک نقطه 5F (2/cm تعداد ذره) و انرژی انباشته شده در سلول 8*F (MeV) شبیه سازی شد. قبل از محاسبات مربوط به دز گاما، محاسبه ضریب تکثیر انجام شد و نتیجه آن با مقدار گزارش شده در مشخصات فنی رآکتور مقایسه شد که  اختلاف کم تر از 6% داشت. پس از اطمینان از صحت شبیه سازی رآکتور، محاسبات برای رسیدن به پارامتر مورد نظر یعنی دز گاما Sv/h)µ(رآکتور LWSCR انجام شد که پس از تبدیلات و بهنجار کردن، نتایج حاصل از تالی 4F و 5F کم تر از 5%، 4F و 8*F کم تر از 2% و 8*F و 5F کم تر از 4% با یک دیگر اختلاف داشتند. برای اعتباربخشی و تایید محاسبات حاصل از کد 6/2MCNPX نتایج به دست آمده با نتایج تجربی مقایسه گردید که در مقایسه با پژوهش های مشابه قبل، این درصد اختلاف منطقی و قابل قبول می باشد.
    کلید واژگان: رآکتور زیربحرانی آب سبک، کد MCNP، دزسنجی گاما، شبیه سازی رآکتور
    S. Zahiri Kopai *, M.R. Abdi, M. Jalali Hajiabadi
    Calculating and measuring the gamma dose of nuclear reactors is important in terms of safety and protection and is used for organizations' design and development programs. In order to achieve this goal, experimental measurement with RADOS and SMART-RAD digital dosimeters and calculations based on Monte Carlo code has been used.The three-dimensional geometry of the light water subcritical reactor of Isfahan Reactor Research School was simulated for gamma dosimetry calculation with the MCNPX2.6 code. The effective multiplication factor was estimated prior to dose calculation and revealed to be less than 6% different from the value reported in the reactor technical specifications. Analyses were performed to obtain the sought parameter, gamma dose (µSv/h), following the validation of the reactor simulation code. The F4 and F5, F4 and *F8, and *F8 and F5 tallies differed by less than 5%, 2%, and 4%, respectively. The difference between the measured and calculated values was found to be reasonable and acceptable compared to similar previous studies.
    Keywords: Light Water Sub-Critical Reactor, MCNP Code, Gamma dosimetry, Reactor simulation
  • لیلی تقی زاده*، مهدی زنگیان، جواد مختاری

    محاسبه دقیق پارامترهای سینتیکی موثر اهمیت زیادی در بررسی رفتار وابسته به زمان جمعیت نوترون دارد. برای محاسبه این پارامترها نیاز به محاسبه شار و شار الحاقی در فضای فاز می باشد که می تواند با روش های یقینی و احتمالاتی محاسبه گردد. در این مقاله، محاسبه پارامترهای سینتیکی ترکیب جدید قلب راکتور HWZPR در رهیافت یقینی، با بسته نرم افزاری MTR_PC و در رهیافت احتمالاتی با کد MCNP5X که با روش احتمال تکرار شکافت  (IFP) توسعه یافته، انجام شده است. پارامترهای سینتیکی محاسبه شده با این روش ها بوسیله مقایسه پاسخ معادلات سینتیک نقطه ای و مقادیر تجربی برای یک تزریق راکتیویته اعتبارسنجی شده است، تطابق خوبی بین نتایج محاسبات و مقادیر تجربی مشاهده گردید.

    کلید واژگان: شار الحاقی، روش احتمال تکرار شکافت، پارامترهای سینتیکی، HWZPR، کد MCNP5X، بسته نرم افزاریMTR، PC
    Leili Taghizadeh *, Mehdi Zangian, Javad Mokhtari

    The accurate calculation of effective kinetics parameters is very important in the study of time-dependent behavior of neutron populations.To calculate the parameters, it is necessary to calculate the flux and adjoint flux in the phase space, which can be calculated with deterministic and probability methods. In this paper, in order to obtain the kinetic parameters of the new configuration of the Isfahan heavy water zero power reactor core in a deterministic approach, the MTR-PC package has been used and in the probabilistic approach the developed mcnp code with Iterated Fission Probability (IFP) has been used.The kinetic parameters calculated by these methods are validated by comparing the response of the point kinetics and experimental values for a reactive injection, and a good agreement was found between the results of the calculations and the experimental values.

    Keywords: Flux, Adjoint flux, Iterated Fission Probability, kinetic parameters, HWZPR, MCNP code, MTR, PC package
  • مجید توانپور*، مجید جلالی حاجی آبادی، محمدرضا جلالی ندوشن

    در این پژوهش می کوشیم تا روش جدیدی را برای اندازه گیری توان راکتور قدرت به کار گیریم. در این روش از پرتو گاما و نوترون حاصل از کل ساختار راکتور استفاده می شود، بی آن که در ساختارش تغییری داده شود. این روش می تواند توان راکتور را بی درنگ اندازه گیری و به طور لحظه ای گزارش کند. برای به دست آوردن رابطه ی بین قدرت راکتور و میزان تابش نشتی نوترون و گاما به وسیله ی شبیه سازی، با استفاده از کد مونت کارلو MCNP5 مقادیر تالی F5 را در فواصل مختلف از دیواره ی راکتور به دست آورده و نمودار آن را رسم می کنیم تا نحوه ی تغییرات را مشاهده نماییم. با دور شدن از راکتور میزان تابش و هم انرژی ذرات تابشی افت می نماید تا جایی که در فاصله ی چهار متری از بدنه، تابش نشتی نوترون با عنایت به عایق بندی خوب آن به صفر می رسد و این عدد برای تابش گاما فقط حدود 5/2 متر است. با تعیین نقطه دامنه کاهش تابش نشتی به تابش زمینه و رابطه خطی قدرت و شار نشتی در این نقطه می توان در هر لحظه برای راکتور با اندازه گیری شار در نقطه مورد نظر توان را محاسبه نمود.

    کلید واژگان: مدل سازی، قدرت، راکتور VVER-1000، تابش گاما، تابش نوترون، کد مونت کارلو
    Majid Tawanpour*, Majid Jalali Hajiabadi, Mohammad Reza Jalali Nodoushan

    The present study deals with a new method for measuring the power of a reactor. This method uses gamma and neutron radiation resulted from the entire reactor structure, without changing its structure (online). In terms of functionality, this method can measure the reactor power in real-time and report it instantly. In order to obtain the relationship between reactor power and gamma and neutron leakage radiation by simulation, the values of the F5 tally are calculated at different distances from the reactor wall, using the MCNP5 code (Monte Carlo N-Particles). Then, we plot the diagram to observe the variation trend. However, an increase in the distance from the reactor reduces both the amount of radiation and the energy of the radiation particles until the neutron leakage radiation reaches zero within five meters of the body, due to its good insulation. However, this number is only about four meters for gamma irradiation. The reactor power can be calculated by measuring the flux at the given point and any time by determining the point for a range of leakage radiation reduction to background and the linear relationship between power and leakage flux.

    Keywords: Modeling, Power, VVER-1000 reactor, Gamma radiation, Neutron radiation, MCNP code
  • آرزو شریفی، محمدرضا عبدی، رضا گستریانی، محمدحسین چوپان دستجردی*

    تکنسیوم از مهم ترین رادیو ایزوتوپ های تشخیصی در علوم پزشکی است که خود به خود از واپاشی مولیبدن 99 به دست می آید. هدف از این تحقیق بررسی نوترونیک میزان تولید 99Mo-99mTc از راه شکافت در راکتور تحقیقاتی تهران است. قلب اولیه راکتور با کد MCNP شبیه سازی شد و شار نوترونی در شش مکان مورد بررسی قرار گرفت. سپس صفحه ی سوخت درون سایتی که بیشترین شار نوترونی را دارد، بررسی شد. در مراحل مختلف تغییراتی در غنای سوخت ایجاد شد و میزان مولیبدن تولیدی در هر مرحله محاسبه شد. بر اساس نتایج بدست آمده میزان مولیبدن و در نهایت میزان تکنسیوم تولیدی در سوخت با غنای 20% نسبت به بقیه ی غناها بیشتر است.

    کلید واژگان: راکتور تحقیقاتی تهران، تولید مولیبدن و تکنسیوم، کد MCNP، شکافت، صفحه سوخت
    Arezoo Sharifi, Mohammadreza Abdi, Reza Ghostariani, Mohammad Hossein Choopan Dastjerdi*

    Technetium is one of the most important radioisotopes recognized in medicine which is obtained through ‎the decay of molybdenum 99.The half-life of this radioisotope is 6 hours and it is capable of 140 kev gamma ray emission. Due to its short half-life, this radioisotope must be produced at the site of consumption, so that the shortest possible time interval between production and consumption can be achieved. The aim of the present study was the neutronic ‎evaluation of the amount ‎of 99Mo-99TC production through nuclear fission in the Tehran research reactor. The primary core ‎of the reactor with the code MCNP X 2.6 was simulated and neutron flux was assessed in 6 locations. ‎Then, the fuel plate was placed at the site with the highest neutron flux. In different phases, changes ‎were made in the enrichment of fuel. Moreover, the amount of molybdenum produced in each phase was ‎calculated. Based on the results, the amount of‎ molybdenum produced, and thus,‎ the amount of ‎technetium were the highest in the 20% enriched fuel.

    Keywords: Tehran research reactor, Molybdenum, Technetium production, MCNP code, Fission, Fuel plate
  • مرتضی پورچیت ساز، بابک شیرانی بیدآبادی*، رضا محمدی

    با گسترش روش های مختلف نمودارگیری، کاربرد نمودارها در تمام رشته های مرتبط با علوم زمین بیش از پیش اهمیت پیدا می کند. نمودارهای چاه پیمایی اطلاعات ضروری را برای ارزیابی کمی هیدروکربن و همچنین نوع سنگ و خصوصیات سیال درون سازند در اختیار قرار می دهند. از آنجا که چاه پیمایی از نظر تصمیم گیری، بخش مهمی از مراحل حفاری و تکمیل چاه های نفت و گاز بوده، بنابراین کسب اطلاعات دقیق و کامل از نمودار اجتناب ناپذیر است. ابزار چگالی سنج هسته ای نمونه ای از ابزار های چاه نگاری هسته ای است که چگالی سازند و نوع لیتولوژی آن را اندازه گیری و شناسایی می کند؛ بنابراین دقت اندازه گیری در این ابزار از اهمیت ویژه ای برخوردار است. در این ابزار از چشمه گاما Cs-137 استفاده شده است. تعیین چگالی و نوع لیتولوژی سازند با استفاده از برهم کنش های پراکندگی کامپتون و پدیده فتوالکتریک پرتوگامای حاصل از چشمه با سازند اندازه گیری می شود. در این تحقیق با استفاده از شبیه سازی ابزار چگالی سنج هسته ای درون چاهی توسط کد MCNP تاثیر اثر فعالیت چشمه روی طیف انرژی خروجی برای سه سازند رس، ماسه سنگ و سنگ آهک با چگالی معلوم مورد بررسی قرار گرفته است. نتایج طیف انرژی نشان می دهد افزایش یا کاهش فعالیت چشمه بر دقت اندازه گیری تاثیرگذار است.

    کلید واژگان: چاه نگاری، سازند، چشمه ی گاما، لیتولوژی، چگالی سنج، کد MCNP
    Morteza Poorchitsaz, Babak Shirani Bidabadi*, Reza Mohammadi

    Developing well logging methods will increase the applications of logs related to all the other geology sciences. Well logging curves introduce the essential information to evaluate reservoir characterizations, rock type and also formation fluid properties quantitatively. One of the most important parts of drilling and completion operations which affect making decision about the future planes is based on how logging data is acquired and interpreted precisely and completely. Litho-density logging tool is a nuclear tool measures formation density and indicating its lithology. Therefore the accuracy of tool measurements is significant. Cs137 is the radioactive source inserted in the tool for downhole measurements. Formation density and lithology are measured by gamma ray Compton scattering and photoelectric absorption phenomena respectively. In this approach, simulation of density tool using MCNP code is discussed to figure out the effect of radioactive sourcechr('39')s activity on the output of energy spectrum belongs to shale, sandstone and limestone formations with known densities. The energy spectrum results affect the accuracy of measurements due to either increase or decrease in source activity.

    Keywords: Well Logging, Formation, Gamma Source, Lithology, Densitometry, MCNP Code
  • محمدحسین چوپان دستجردی*، جواد مختاری

    در این پژوهش میزان دز نوترون و گاما درون کانال خشک و سایت پرتودهی داخلی راکتور تحقیقاتی مینیاتوری چشمه نوترون (MNSR) محاسبه و اندازه گیری شد. راکتور MNSR یک راکتور آب سبک با حداکثر توان kW 30 می باشد و مجهز به تسهیلات پرتودهی متنوعی از جمله پنج سایت پرتودهی داخلی، پنج سایت پرتودهی خارجی و یک کانال خشک می باشد. سایت های پرتودهی داخلی نزدیکترین فاصله را به قلب راکتور دارند و بیشترین میزان شار و دز در این مکان ها قابل دستیابی است. محاسبات دز با استفاده از شبیه سازی راکتور توسط کد محاسباتی MCNP و اندازه گیری دز نیز با استفاده از دزیمترهای گرمالیانی TLD600 و TLD700 انجام شد. آزمایشات در مکان های مذکور هم در حالت خاموشی و هم در حالت روشن بودن راکتور انجام شد. به منظور اعتبارسنجی کد محاسباتی نیز میزان شار نوترون در درون سایت پرتودهی و انتهای کانال خشک با استفاده از روش فعال سازی پولک اندازه گیری شد و با نتایج محاسبات اعتبارسنجی گردید. نتایج حاصل از محاسبات و اندازه گیری دز نوترون و گاما توافق بسیار خوبی داشتند. تعیین دز نوترون و گاما در مکان های مذکور، آزمایشات و تحقیقاتی که نیاز به دریافت مقدار مشخص و دقیقی از دز نوترون و گاما می باشند را امکان پذیر می نماید.

    کلید واژگان: دزیمتری نوترون، دزیمتری گاما، راکتور MNSR، دزیمتر گرمالیانی، کد MCNP
    Mohammmad Hosein Choopan Dastjerdi*, Javad Mokhtari

    In this study, the neutron and gamma doses in the dry channel and in the internal irradiation site of the Miniature Neutron Source research reactor (MNSR) has been calculated and measured. The MNSR reactor is a light water reactor with a maximum power of 30 kW and equipped with various irradiation facilities, including five irradiated sites, five irradiation sites and a dry channel. The internal irradiation sites have the closest gap to the core of the reactor, with the highest flux and doses available in these locations. Dose calculations have been performed using simulation of the reactor by MCNP computational code and dose measurement using TLD600 and TLD700 thermo-luminescence dosimeters. The experiments have been carried out at both the shutdown and operational status of reactor. In order to validate the computational code, the neutron flux in the internal irradiation site and at the end of the dry channel has been measured by foil activation method and validated by the calculation results. The results of the calculation and measurement of the neutron and gamma doses were in good agreement. The determination of neutron and gamma doses at these sites makes possible such experiments and researches that need to receive a precise amount of neutron and gamma doses.

    Keywords: Neutron dosimetry, Gamma dosimetry, MNSR reactor, thermo-luminescence dosimeter, MCNP code
  • سیده فاطمه طاهری*، احمد شیرانی

    آشکارسازهای ژرمانیومی فوق خالص (HPGe) زیر شاخه ای از آشکارساز های نیمه هادی هستند که به دلیل قدرت تفکیک بالا، زمان مرده کوچک، عدم محدودیت در ابعاد و سازگار بودن با انواع محیط ها، در سطح گسترده ای از تکنولوژی هسته ای، از صنعت فضا گرفته تا پزشکی هسته ای مورد استفاده قرار می گیرند. بازده(ذاتی و همچنین مطلق) آشکارساز HPGe که تابع هندسه سیستم چشمه - آشکارساز و هم چنین انرژی اشعه گاما می باشد یک فاکتور مهم در تعیین فعالیت چشمه های پرتوزا به شمار می رود که با تغییر هر یک از عوامل فوق الذکر بازده نیز تغییر می کند و نیازمند اندازه گیری های مجدد خواهد بود. یکی از راه های ساده تر تعیین فعالیت چشمه های پرتو زا استفاده از بازده ذاتی نقطه مجازی است. نقطه مجازی نقطه ای است فرضی که میزبان تمامی واکنش ها درون آشکارساز است. هدف در انجام این پژوهش تعیین نقطه ی مجازی آشکارساز HPGe مدلGMX 40P4-76 و تعیین بازدهی نقطه مجازی برای این آشکارساز است. برای این کار ابتدا با استفاده از سیستم طیف سنجی HPGe طیف اشعه گامای گسیل شده از یک چشمه یوروپیوم را در فواصل مختلف چشمه - آشکارساز به طور تجربی به دست آوردیم و سپس با استفاده از روش شبیه سازی مونت کارلو(کد MCNPX) سیستم طیف سنجی را شبیه سازی کردیم. در این پژوهش در مرحله ی اول به تعیین فاصله نقطه ی مجازی به دو روش تجربی و شبیه سازی برای بازه ی انرژی keV 121 تا keV 1408 پرداخته شد که در محاسبه بازده به روش شبیه سازی از کد مونت کارلو MCNPX استفاده شد و نتایج آن با نتایج تجربی مقایسه شدند که سازگاری خوبی داشتند. در مرحله ی دوم با استفاده از نقطه ی مجازی به محاسبه ی بازدهی نقطه ی مجازی برای آشکارسازHPGe پرداختیم و نشان داده شد که این بازدهی برای یک انرژی در فواصل مختلف نوسانات کمی دارد یا به عبارتی بازدهی نقطه ی مجازی در فواصل مختلف برای یک انرژی، یکسان به دست می آید و با داشتن آن(بازدهی نقطه مجازی)محاسبه فعالیت چشمه های نامعلوم آسان تر است چراکه وابستگی به فاصله از بین رفته است و در فواصل مختلف نیازمند اندازه گیری مجدد نخواهیم بود.

    کلید واژگان: آشکارساز HPGe، روش مونت کارلو، کد MCNP، بازده، نقطه مجازی آشکارساز
    Seyede Fatemeh Taheri*, Ahmad Shirani

    High Purity Germanium detectors (HPGe) are subdivisions of semiconductor detectors which are widely used in nuclear technology from space industry to nuclear medicine, due to their high resolution, low dead time, unlimited size and compatibility with a variety of environments. The( absolute and intrinsic) efficiency of the HPGe detector, which depends on the geometry of the source-detector system and also on the energy of gamma ray, is an important factor in determining the activity of the radioactive sources. A simpler way to determine the activity of radiation sources is to use the virtual point intrinsic efficiency which is independent of source-detector distance. The virtual point is a point within the detector that all interactions are assumed to take place in that point. The goal of this study is to determine the location of the virtual point of the HPGe detector of GMX 40P4-76 model and determine the virtual point intrinsic efficiency for this detector at various energies of gamma rays. To do this, we first experimentally obtained the spectrum of gamma rays emitted from a Europium source at different distances from the detector using the HPGe spectroscopy system. Similarly, using the Monte Carlo simulation method (MCNPX code) we simulated the spectroscopy system. In this study, in the first step, the virtual point distances from detector top were determined in two experimental and simulation methods for gamma ray energies from 121 keV  up to 1408 keV, the results of which were in good agreements. In the second step, using the virtual point distances, we calculated the virtual point intrinsic efficiencies at various gamma ray energies for the HPGe detector, and it was shown that this efficiency for a given energy  is almost constant with small deviations for various source-detector distances and it is therefore easier to calculate the activity of unknown sources using this efficiency, because the distance dependency is gone and we do not need to perform  measurements at different distances.

    Keywords: HPGe detector, Monte Carlo method, MCNP code, Efficiency, virtual point detector
  • محرم امینی، حامد صالحی*

    مواد رادیواکتیو مورد استفاده در پزشکی هسته ای یا خود رادیو ایزوتوپها هستند و یا داروهایی که با مواد رادیو ایزوتوپ نشاندار شده اند. داروی رادیواکتیو، در روش های تشخیصی مواد رادیواکتیو به بیمار تزریق شده و میزان اشعه تایید شده، از بیمار اندازه گیری می گردد. اکثر روش های تشخیصی به کمک یک دوربین اشعه گاما، توانایی تشکیل تصویر را دارند. در این کار قصد داریم میزان دز جذبی را بوسیله کد MCNP برای ارزیابی دزیمتری زمانیکه رادیو دارو مس64 برای تصویربرداری یا درمان در سینه، مغز و قلب به کار می رود ، بررسی کنیم.

    کلید واژگان: دزیمتری، رادیو داروی مس 64، توزیع بیولوژیکی، واپاشی بتا مثبت، تصویر برداری در پزشکی هسته ای، کد MCNP
    Moharam Amini, Hamed Salehi*

    Radioactive materials used in nuclear medicine are the radioisotopes or drugs that are identified with radioisotopes. A radiopharmaceutical transfusion is one of diagnostic methods and a radiation value approved should be measured. The nuclear medicine images of diagnostic methods can be made by a gamma camera (γ-camera). In this article, we used MCNPX2.4 for internal dosimetry assessment when the 64Cu radiopharmaceutical is in brain, heart or breast for imaging or treatment.

    Keywords: Radiation dosimetry, Copper-64 radiopharmaceutical, 64Cu, Copper biodistribution, Positive beta (β+) decay, Nuclear medicine imaging, MCNP code
  • محمدرضا صافی*، احمد شیرانی، خالید رحمانی

    امروزه در مراکز تحقیقاتی بررسی نمونه های محیطی از نظر پرتوزایی برای تشخیص میزان سلامت محیط زیست مورد توجه قرار گرفته است. برای تعیین مواد پرتوزا و فعالیت آن ها در این نمونه ها نیاز به چشمه های مرجع است. این چشمه ها بسته به نوع نمونه با استانداردهایی تولید می شوند. یکی از ابزارهای اساسی و دقیق در تعیین مواد پرتوزا و فعالیت آن ها به ویژه فعالیت های ضعیف در نمونه های محیطی، آشکارساز HPGe می باشد. برای تعیین این مواد پرتوزا و فعالیت آن ها در نمونه های محیطی لازم است ابتدا آشکارساز توسط چشمه های مرجع و استاندارد که هم جنس و هم شکل با نمونه های محیطی و مجهول می باشند، درجه بندی شده و بازده آشکارساز در گستره ی قابل ملاحظه ای از انرژی که مورد نیاز است محاسبه گردد. دقیق ترین روش برای تعیین بازده آشکارساز، اندازه گیری تجربی با استفاده از چشمه های مرجع و استاندارد است. با توجه به زمان بر بودن و در بعضی موارد مشکل بودن این روش، استفاده از روش شبیه سازی برای تخمین بازده آشکارساز که در زمان کم و با دقت خوب همراه است، ارزشمند است. در قسمت اول این پژوهش بازده آشکارساز برای چشمه ی حجیم استاندارد خاکی به دو روش تجربی و شبیه سازی برای بازه ی انرژی keV 121 تا keV 1408 تعیین گردیده است. در محاسبه ی بازده به روش شبیه سازی از کد مونت کارلوی MCNP استفاده شد که نتایج آن سازگاری نسبتا خوبی با نتایج تجربی داشت. در قسمت دوم با استفاده از این بازده ها و خروجی شبیه سازی و همچنین داده های تجربی، فعالیت یوروپیوم و سزیوم چشمه ی حجیم که براساس آن ها این چشمه استاندارد شده است را توسط چشمه ی نقطه ای یوروپیوم محاسبه و نشان داده شد که می توان از یک چشمه ی نقطه ای نیز برای تعیین فعالیت رادیونوکلئیدهای معلوم با فعالیت نامشخص در نمونه های حجیم محیطی، استفاده کرد.

    کلید واژگان: بازده، آشکارساز HPGE، چشمه ی حجیم خاکی، روش مونت کارلو، کد MCNP، فعالیت چشمه ی حجیم
    Mohammad Reza Safi*, Ahmad Shirani, Khalid Rahmani

    Analyzes of environmental samples regarding their radioactivity is of important concern for health purposes. We need standard sources to determine radioactive components and their activities. These sources are usually produced regarding type of the sample. One of the fundamental and precise tools to recognize radioactive materials and their activities is HPGe detector. To reach this goal, the detector needs to be scaled by standard sources with the same shape and the same components with environmental samples. It is also needed to determine the efficiency of the detector in a wide range of energies. The most precise way to determine detector efficiency is by doing experiment using standard sources. Since experimental methods are time consuming and difficult to apply in some cases, it is worth using simulating method which takes a short time and is precise. In the first part of this research the detector efficiency is determined in two different ways: experimental and simulating for energies from 121 keV to 1408 keV for a volume source. In simulating method, the extracted results from the Monte Carlo code MCNPX was in agreement with experimental data. In the second part, the activity of Eu152 and Cs137 of volume source which is standardized by these components was calculated using efficiencies and simulating outputs and experimental data by Eu152 point source and it is shown that it is possible to use a point source to determine the activity of radionuclide with unrecognized activity in volume environmental samples.

    Keywords: Efficiency, HPGe detector, solid volume source, Monte Carlo method, MCNP code, Activity volume source
  • علی محمدی*، سعید حمیدی، محسن اسدی اسدآباد
    یکی از مهم ترین نتایج تابش نوترون بر روی هدف جابه جایی اتم های ماده از محل ثابت خود در شبکه کریستالی در پی یک واکنش هسته ای می باشد، که این پدیده موجب ایجاد آسیب تابشی نوترونی می شود. آسیب تابشی نوترونی را می توان با استفاده از تابش یون های سبک و سنگین شبیه سازی کرد، این روش شرایط انعطاف پذیری را در زمان تابش یون فراهم می آورد. داشتن دانش مقدماتی از اتم های پس زده شده اولیه (PKA) 1و همچنین چگونگی توزیع عیوب نقطه ای ثانویه نسبت به انرژی اتم های پس زده اولیه نخستین گام برای شبیه سازی آسیب تابشی نوترونی می باشد، سپس محاسبه میزان آسیب «جابه جایی به ازای هر اتم شبکه (DPA) 2» و چگونگی نفوذ عمقی آسیب در نمونه مراحل بعدی محاسبات است. در این مطالعه از کد MCNPX و کد SRIM به ترتیب برای شبیه سازی برهم کنش نوترون و یون های پر انرژی با مواد استفاده شده و سپس یک برنامه جدید (AMTRACK) با نرم افزار MATLAB نوشته شده که مشخصات PKA ها و همچنین مشخصات عیوب نقطه ای ایجاد شده را مورد تجزیه و تحلیل قرار می دهد. با مقایسه طیف اتم های پس زده شده و همچنین طیف وزنی عیوب نقطه ای ناشی از یون ها و نوترون ها چگونگی آسیب یونی و نوترونی مقایسه می شود و بهترین یون ها برای شبیه سازی آسیب تابشی نوترونی در راکتورها تعیین می شوند. هدف نهایی ما این است که با توسعه برنامه ای مقدمات فیزیکی و آزمایشگاهی لازم برای جایگزینی تابش یون به جای تابش نوترون را فراهم کرده و از این طریق به آسیب تابشی نوترونی دست پیدا کنیم
    کلید واژگان: آسیب تابشی، تولید عیوب، طیف پس زنی مقدماتی، طیف وزنی پس زنی، کد MCNPX، کد SRIM، برنامه AMTRACK
    A. Mohammadi*, S. Hamidi, M. Asadi Asadabad
    One of the most important results of neutron irradiation on targets is that atoms are displaced from their lattice sites after that a nuclear reaction. The neutron irradiation damage is often simulated by using light/heavy ion irradiations, which prepare flexible irradiation conditions. The knowledge of primary knock-on atoms (PKA) and point defect energy distribution is the first step to simulate radiation damage induced by neutrons and also calculation of the amount of damage in “displacements per atom” (DPA) and damage profile in target is another purpose. In this study the MCNP code and SRIM code have been used to simulate the interaction of neutrons and energetic ions with materials then a new program was written by MATLAB software, AMTRACK, which analyzed PKA and point defect specifications. Finally the comparison of fraction of recoils spectra as well as weighted recoil spectra induced by ions/neutrons leads to determine best ions and its energy to simulate damage in reactors and our final goal is to be able to predict the amount and profile of radiation damage by best ion and neutron spectrum
    Keywords: Radiation damage, defect production, Primary recoil spectra, weighted recoil spectra, MCNP code, SRIM code, AMTRACK program
  • احمد شیرانی، حسن وثوقیان
    در این تحقیق یک دستگاه پرتودهی نوترونی شامل 6 چشمه نوترون واقع در یک محیط گرافیتی، که شاری به نسبت بالا و یکنواخت از نوترون های حرارتی را در مرکز سیستم تامین می کند، شبیه سازی شده و شار نوترون های حرارتی به دست آمده در مرکز سیستم از روش شبیه سازی با شار تجربی، که درحفره ای در مرکز یک سیستم مشابه اندازه گیری شده، مقایسه شده است. تطابق بسیار خوب نتایج حاصل از شبیه سازی با نتایج تجربی نشان می دهد که با روش شبیه سازی می توان شار واقعی نوترون ها را در یک چنین سیستمی (یا هر سیستم پرتودهی دیگری) به طور دقیق محاسبه و از آن برای کالیبره کردن آشکارسازها و دزیمترهای نوترون های حرارتی استفاده کرد. برای انجام محاسبات از کد MCNP استفاده شده است. به این منظور در ابتدا شار نوترون های حرارتی ناشی از یک چشمه نوترون در یک محیط گرافیتی در فواصل مختلف از چشمه محاسبه گردیده و سپس محاسبات برای حالت های حضور 2، 4، و 6 چشمه نوترون در محیط گرافیت انجام و نتایج آن مورد بحث و بررسی قرار گرفته است. همچنین به منظور تحقیق بر روی اثر خواص کند کنندگی محیط بر روی توزیع شار نوترون ها در این سیستم، به موازات انجام محاسبات در محیط گرافیت، محاسبات برای محیط آب هم انجام شده که نتایج نشان می دهند محیط آب، به عنوان یک کند کننده، برای طراحی چنین دستگاهی مناسب نیست.
    کلید واژگان: شبیه سازی مونت کارلو، کد MCNP، نوترون های حرارتی، بازده آشکارسازهای نوترون، تابش دهی نوترونی
    Ahmad Shirani, Hasan Vosoughian
    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.
    Keywords: Mont Carlo simulation, MCNP code, Thermal neutrons, Efficiency of neutron detectors, Neutron irradiation
  • مهدی امیری، سجاد بیات، حمید شفایی دوک، ایوب هاچم بچاری
    رشد فزاینده ی فعالیت های تروریستی و تهدیدات به روز و ترانزیت محموله های غیر مجاز منجر به پیشرفت بسیار زیاد سیستم های کشف و آشکارسازی شده است. در این مقاله جهت کشف و آشکارسازی مواد، از روش آنالیز گامای آنی در فعال سازی نوترونی (PGNAA) استفاده شده است. در کنار استفاده از سیستم فرضی شبیه سازی شده می بایست توجه ویژه ای نیز به مباحث ایمنی پرتو و ملاحظات مربوط به فیزیک بهداشت داشت. در صورتی که میزان دز دریافتی نسبتا زیاد باشد، اثرات قطعی پدیدار می شود و اثرات احتمالی ممکن است در تمام سطوح پرتوگیری رخ دهد. بنابراین برای تعیین نواحی مجاز و حفاظت شده به منظور تردد پرسنل و عموم مردم از فانتوم ORNL-MIRD استفاده شد. فانتوم ORNL-MIRD مدل تحلیلی از بدن انسان را ارائه می کند. محاسبه دز در اندام ها نیازمند توصیف دقیق از هندسه اندام ها و ساختار شیمیایی بافت می باشد. در سیستم فرضی موجود از چشمه 252Cf به عنوان مولد نوترون و آشکارساز NaI(Tl) جهت دریافت گامای منتشره استفاده شده است. در این سیستم، جهت شبیه سازی ترابرد نوترون - فوتون از کد MCNPX2.7 استفاده گردیده است. با در نظر گرفتن جزئیات سیستم مفروض، ناحیه حفاظت شده و ناحیه مجاز برای فعالیت پرتوکاران به ترتیب تا شعاع 70 و 130 سانتی متری از دستگاه به دست آمده است. همچنین سیستم طراحی شده می تواند ماده منفجره HMX را با وزن های 158 و 501 گرم را به ترتیب در مدت زمانی 1 و 10 دقیقه شناسایی نماید.
    کلید واژگان: مواد منفجره، دزیمتری تابش، کد MCNP، روشPGNAA، فانتوم ORNL-MIRD
    Mahdi Amiri, Sajad Bayat, Hamid Shafaei Dook, Ayoob Hachem Bachari
    Increasing growth of terrorist activities and threats to date and illegal transit of cargo led to the discovery and detection systems, have a lot of development. In this paper, to discovery and detection material has been used Prompt Gamma Neutron Activation Analysis (PGNAA) technique. Besides using simulated hypothetical system should also pay special attention to safety radiation and considerations related to the physics of health issues. If the amount of dose is relatively large, appeared deterministic effects and probable effects may occur at all radiation levels. Therefore, to determine allowable and protected region, to move personnel and public has been used ORNL-MIRDphantom. ORNL-MIRD Phantom provides analytical model of the human body. Calculation of doses in organs requests an exact description of the geometry of organs and the chemical constitution of tissues. At the available hypothetical system, the source and NaI detector has been used as neutron generator and emitted gamma receiver respectively. MCNPX2.7 code has been exploited to simulate neutron - photon transport in this system. Considering the details of the existing system to work with the system, protected region within a radius of 70 cm and the allowable region for radiographers were to 130 cm radius. Also the designed system is capable to detecting HMX explosive with weights of 158 gr and 501 gr at 10 and 1 minute respectively.
    Keywords: Explosives, Radiation dosimetry, MCNP code, PGNAA technique, ORNL-MIRD phantom
  • مسعود معینی فر*، احمد شیرانی، خالید رحمانی
    یکی از پارامترهای مهم در استفاده از آشکارسازهای ژرمانیومی فوق خالص HPGe)) بازده آشکارساز است که به هندسه و عوامل جذبی بستگی دارد، به طوری که با تغییر پیکربندی در هندسه چشمه- آشکارساز، نیاز به اندازه گیری مجدد بازده آشکارساز است. دقیق ترین راه برای تعیین بازده آشکارساز، اندازه گیری تجربی و استفاده از چشمه های استاندارد است. با توجه به مشکل دسترسی به چشمه های استاندارد و در عین حال زمان بر بودن این روش، استفاده از روش شبیه سازی برای تخمین بازده آشکارساز که در زمان کم و با دقت خوب همراه است، ارزشمند است. در این پژوهش، شبیه سازی مونت- کارلو برای به دست آوردن ضخامت لایه مرده و بازدهی قله تمام- انرژی آشکارساز HPGe با استفاده از کد کامپیوتری MCNPX انجام شد. برای این کار چشمه های مختلف را در فاصله های مشخص از آشکارساز قرار داده و طیف‎های تجربی به دست آمده ذخیره شدند. سپس طیف حاصل از چشمه ها مطابق با وضعیت و شرایط آزمایشگاه، با استفاده از کد شبیه سازی شدند. در اجرای اولیه، کل حجم بلور ژرمانیوم به عنوان حجم فعال آشکارساز در نظر گرفته شد و با این فرض طیف به دست آمده از محاسبات انجام شده با طیف تجربی مقایسه گردید. مقایسه طیف محاسبه شده با طیف حاصل از آزمایش اختلاف قابل توجهی را نشان می داد. پس از آن، سعی شد با ایجاد تغییرات اندک در ضخامت لایه مرده آشکارساز (در حدود چندین صدم میلی متر) در برنامه شبیه سازی و برازش منحنی شبیه سازی شده با منحنی تجربی، حجم فعال بلور مشخص شود که به این ترتیب یک لایه مرده به ضخامت mm 57/0 برای لایه مرده آشکارساز به دست آمد. سپس با لحاظ کردن این ضخامت لایه مرده در برنامه شبیه سازی بازده قله تمام- انرژی برای انرژی های مختلف و فاصله های مختلف چشمه تا آشکارساز به هر دو روش تجربی و شبیه سازی تعیین شدند که مطابقت خوبی داشتند. بنابراین می‎توان گفت با استفاده از کد MCNP و لحاظ کردن مشخصات دقیق سیستم اندازه گیری در برنامه ورودی کد می‎توان بازده یک آشکارساز HPGeرا در شرایط مختلف هندسه نمونه- آشکارساز با دقت خوبی بدون نیاز به انجام آزمایش محاسبه کرد.
    کلید واژگان: آشکارساز HPGe، لایه مرده، کد مونت کارلوی MCNP، بازده قله تمام- انرژی
    M. Moeinifar*, A. Shirani, Kh Rahmani
    One important factor in using an High Purity Germanium (HPGe) detector is its efficiency that highly depends on the geometry and absorption factors, so that when the configuration of source-detector geometry is changed, the detector efficiency must be re-measured. The best way of determining the efficiency of a detector is measuring the efficiency of standard sources. But considering the fact that standard sources are hardly available and it is time consuming to find them, determinig the efficiency by simulation which gives enough efficiency in less time, is important. In this study, the dead layer thickness and the full-energy peak efficiency of an HPGe detector was obtained by Monte Carlo simulation, using MCNPX code. For this, we first measured gamma–ray spectra for different sources placed at various distances from the detector and stored the measured spectra obtained. Then the obtained spectra were simulated under similar conditions in vitro.At first, the whole volume of germanium was regarded as active, and the obtaind spectra from calculation were compared with the corresponding experimental spectra. Comparison of the calculated spectra with the measured spectra showed considerable differences. By making small variations in the dead layer thickness of the detector (about a few hundredths of a millimeter) in the simulation program, we tried to remove these differences and in this way a dead layer of 0.57 mm was obtained for the detector. By incorporating this value for the dead layer in the simulating program, the full-energy peak efficiency of the detector was then obtained both by experiment and by simulation, for various sources at various distances from the detector, and both methods showed good agreements. Then, using MCNP code and considering the exact measurement system, one can conclude that the efficiency of an HPGe detector for various source-detector geometries can be calculated with rather good accuracy by simulation method without any need for performing any experiment.
    Keywords: HPGe detector, dead layer, MCNP code, full, energy peak efficiency
  • مرتضی رئیسی، اسماعیل شهریاری، افشین اخوت
    در این مطالعه آهنگ دز در یک سامانه گاما سل 220 برای سیب درختی با استفاده از کد MCNPX در دو حالت محاسبه شده است. در حالت اول به صورت ایده ال، سیب به طور یکنواخت فضای داخلی گاما سل را کاملا پرمی کند. در حالت دوم، سیب ها به صورت کره هایی که فضای بین آنها را هوا پرمی کند در نظر گرفته شده است. در حالت کلی نتایج نشان می دهد که در هر دو حالت مقادیر آهنگ دز جذب شده در فضای گاما سل غیر یکنواخت است. در حالت اول آهنگ دزبرای سیب، کمتر از هوا و تقریبا با آب برابر است.در مرکز گاما سل آهنگ دز برای سیب و هوا به ترتیب 85/2وGy/s 35/3 و در قاعده ها 5/1وGy/s5/2 به دست آمده است. در حالت دوم تغییرات آهنگ دزبینGy/s 06/3 برای سیب مرکزی تاGy/s 1/4 برای سیب های کناری است. در مقایسه با مقدار متوسط تحویلی توسط سامانه(Gy/s04/0± 05/3) آهنگ دز جذب شده نسبت به نمونه مرکزی تقریبا بدون تغییر است در حالی که نسبت به نمونه های کناری 30 % است.بنابراین این تغییرات ممکن است در بحث خواص فیزیکی و شیمیایی محصولات آبگونه در اثر پرتودهی گاما مهم باشد.
    کلید واژگان: پرتودهی گاما، آهنگ دز جذب شده، کد MCNP، سیب درختی
    Morteza Raeisi, Esmaeil Shahriari, Afshin Okhovat
    In this study, the dose rates in a gamma cell 220 device for apple were calculated by using MCNPX code in two states. In first state, apple uniformly fills the whole space of gamma cell. In second state, it was supposed that apples are spherical form that the empty space between them is filled by air. Generally, the results show that in both states the distributed dose rates are non-uniform. In first state, the values of dose rates for apple are less than air but are same for water. In the center of device, the dose rates for apple and air are 2.85 and 3.35 Gy/s , respectively while in the top or bottom of deceive,dose rates are 1.5 and 2.5 Gy/s. In the second state, the dose rate variations are between 3.06 Gy/s for central apple and 4.1 Gy/s for neighbor apples. In comparison with delivered mean dose rate by device (3.05±0.04 Gy/s), the variation of dose rate for central apple is negligible while for neighbor apples it increases to 30%. Thus, this difference can affect the physical and chemical properties of the watery fruits.
    Keywords: Gamma irradiation, Dose rate, MCNP code, Apple
نکته
  • نتایج بر اساس تاریخ انتشار مرتب شده‌اند.
  • کلیدواژه مورد نظر شما تنها در فیلد کلیدواژگان مقالات جستجو شده‌است. به منظور حذف نتایج غیر مرتبط، جستجو تنها در مقالات مجلاتی انجام شده که با مجله ماخذ هم موضوع هستند.
  • در صورتی که می‌خواهید جستجو را در همه موضوعات و با شرایط دیگر تکرار کنید به صفحه جستجوی پیشرفته مجلات مراجعه کنید.
درخواست پشتیبانی - گزارش اشکال