شماره ركورد
1024003
عنوان مقاله
طراحي باريكهي نوترون گرمايي عمودي در رآكتور مينياتوري اصفهان به منظور پرتونگاري نوتروني
عنوان به زبان ديگر
Design of Esfahan MNSR Vertical Thermal Neutron Beam for Neutron Radiography
پديد آورندگان
خورسندي، جمشيد سازمان انرژي اتمي ايران، اصفهان - پژوهشگاه علوم و فنون هسته اي - پژوهشكده ي راكتور و ايمني هسته اي , عسگري، افروز سازمان انرژي اتمي ايران، اصفهان - پژوهشگاه علوم و فنون هسته اي - پژوهشكده ي راكتور و ايمني هسته اي , كاوياني، پروين سازمان انرژي اتمي ايران، اصفهان - پژوهشگاه علوم و فنون هسته اي - پژوهشكده ي راكتور و ايمني هسته اي , مختاري، جواد سازمان انرژي اتمي ايران، اصفهان - پژوهشگاه علوم و فنون هسته اي - پژوهشكده ي راكتور و ايمني هسته اي
تعداد صفحه
9
از صفحه
109
تا صفحه
117
كليدواژه
چشمه ي نوترون رآكتور مينياتوري , پرتونگاري نوتروني , باريكه ي نوترون گرمايي عمودي
چكيده فارسي
در اين تحقيق، امكان سنجي استفاده از رآكتور MNSR اصفهان به عنوان چشمه نوترون حرارتي براي پرتونگاري نوتروني انجام شده است. براي توليد يك باريكه با شدت و كيفيت مناسب از آلومينيم با ضخامت 0.7 سانتيمتر به عنوان فيلتر نوترون سريع و از بيسموت و سرب به ضخامت 1 سانتيمتر به عنوان فيلتر گاما بهره برده شده است. نسبت L/D سامانه پرتونگاري نوتروني شبيهسازي شده 90 و زاويه واگرايي برابر 2.1 درجه ميباشد. در اين طراحي شار نوترون حرارتي در محل تصويربرداري .s2n/cm 05 E+47/1، شار نوترونهاي حرارتي به دز گاما /mR2 n/cm06E+96/2 و نسبت شار نوترونهاي حرارتي به شار كل نوترونها 92/5% محاسبه شد. به كمك ساخت اين سامانه پرتونگاري براي رآكتور MNSR ميتوان به بسياري از كاربردهاي عملي و علمي يك سامانه پرتونگاري با نوترون دست يافت.
چكيده لاتين
In this paper, the MCNPX code is applied for feasibility study of using the Isfahan MNSR as a neutron source to be used for neutron radiography. To produce a good neutron beam, in terms of intensity and quality, aluminum (Al) with a thickness of 0.7 cm, bismuth (Bi), and lead (Pb) with a thickness of 1 cm are used as a fast neutron filter, and the gamma filter, respectively. The L/D ratio of the designed neutron radiography facility is 90 and the diverging angle is 2.1 degree. The thermal neutron flux, the ratio of thermal neutron to gamma dose rate, and the thermal neutron content at the beam exit plane are evaluated to be 1.47E+05 n/cm2.s, 2.96E+06 n/cm2.mR, and 92.5%, respectively. It was realized that if such a thermal neutron beam is built in Isfahan MNSR, many practical and scientific applications of the NR can be realized.
سال انتشار
1397
عنوان نشريه
علوم و فنون هسته اي
فايل PDF
7512686
عنوان نشريه
علوم و فنون هسته اي
لينک به اين مدرک