توصيفگر ها :
كد مونت كارلو , شبيه سازي , MCNPX , راكتور زير بحراني اصفهان , طراحي حفاظ , چشمه‌ي نوتروني
چكيده فارسي :
با استفاده از شبيه سازي مونت كارلو با كد MCNPX براي چشمه ي نوتروني امرسيم برليم راكتور زير بحراني اصفهان ، دو حفاظ كه يكي در درون راكتور و ديگري در هال راكتور طراحي شده است كه هدف از شبيه سازي رسيدن به بهترين و موثرترين نوع حفاظ است. مرحله‌ي اول، طراحي و ساده سازي حفاظ درون چاله راكتور انجام شد كه انواع مواد به عنوان حفاظ براي كاهش دز نوترون و گاما با يكديگر مقايسه شده است. در اين مقايسه پلي اتيلن با چگالي بالا براي اين قسمت بهترين نتيجه را داشته است. در ادامه بررسي دقيق‌تري براي تاثيرات حفاظ چشمه در راكتور انجام شد كه با شبيه سازي راكتور با وجود حفاظ، ميزان دز در نواحي اطراف راكتور محاسبه شد. اين ميزان در حد مناسبي از لحاظ ايمني پرتويي يعني كمتر از 10 ميكرو سيورت بوده است. همچنين وجود حفاظ پلي اتيلن براي چشمه، دز ناشي از آن را در حدود 100 ميكرو سيورت در ساعت در فاصله‌ي يك متري كاهش داده است. در مرحله‌ي دوم شبيه سازي حفاظ خارجي در دستور كار قرار گرفت، در اين مرحله محدوديت هندسي مانند قسمت قبل وجود نداشت و ضخامت هاي مختلف بررسي شده است. براي حالت تك لايه برايتد پلي اتيلن و واكس M3 در ضخامت كمتر از 50 سانتي متر نتيجه كاهش دز كل برتري داشت اما با اين حال در شرايط بهينه و مناسبي قرار ندارند. با توجه به شرايط چشمه حالت‌هاي چند لايه بررسي شده است. در نهايت حالت بهينه، استفاده از جاذب نوترون كادميم سپس حفاظ گاما مثل سرب با ضخامت به ترتيب (HDPE) 30،(كادميم)1،(سرب) 5 سانتي‌متر و ضخامت‌هاي كمتر سرب نتيجه شد. نتايج شبيه سازي با مقايسه نتايج اندازه‌گيري براي مواردي كه قابل اندازه‌گيري بود اعتبارسنجي شد.
چكيده انگليسي :
Using Monte Carlo simulation with MCNPX code for Am-Be neutron source of Isfahan subcritical reactor, two shields, one inside the reactor and the other in the reactor hall, are designed. The aim of the simulation is to achieve the best type of shield. In the first stage, the design and construction of the simple protection inside the reactor pit was carried out, and all kinds of materials were compared as protection to reduce the neutron and gamma dose. In this comparison, high density polyethylene has the best result for this part. In the following, a more detailed investigation is carried out for the effects of the well shielding on the performance of reactor. By simulating the reactor with the presence of shielding, the amount of dose in the areas around the reactor is calculated. This amount was at a suitable level in terms of radiation safety, i.e. less than 10 microsieverts. Also, the presence of polyethylene shield reduced the dose about 100 microsieverts per hour at a distance of one meter. In the second stage, the simulation of the external shielding was investigated. In this condition, it has not a geometric limitation as in the previous part, and different thicknesses were checked. For single-layer Borated Polyethylene and wax M3 in a thickness of less than 50 centimeters, reduction of the total dose is superior, but it is not in optimal and suitable conditions. According to the conditions of the source, the multi-layered shielding have been investigated. finally, the optimal conditions was using HDPE with Cadmium neutron absorber and gamma shielding like lead by total thickness of 30, 1, 5 cm respectively.
