در ساليان اخير بيمتيوبهاي مختلفي براي مقاصد راديوگرافي نوتروني) NR (، تحليل با گاماي آني PGNAA ( pro‎mp‎t Gamma Neutron Activation Analysis (، و پرتودهي خارج از قلب نمونههاي بزرگ به راكتور تحقيقاتي MNSR اصفهان افزوده شده است. براي آزماي شهايي نظير فعالسازي نوتروني با گاماي آني ) PGNAA ( و راديوگرافي نوتروني) NR ( از شار محل خروجي استفاده ميشود. طراحي هر بيم بايد به گونهاي باشد كه پارامترهاي بهينهاي در محل خروجي براي كاربرد موردنظر داشته باشد، نوترونها و گاماهاي توليد شده در قلب راكتور وارد بيمتيوب ميشوند و پس از ترابرد به محل خروجي ميرسند در طول اين مسير ميزان شار و دز نوترون و گاما دچار تغييراتي، معمولا كاهشي ميشود و باتوجه به اين كه براي استفاده بهينه از بيم تيوبها آگاهي از پارامترهاي باريكه نوتروني حاصل از آنها بسيار اهميت دارد و بايستي مشخصهيابي دقيقي از شار و دز نوترون و گاما در نواحي مختلف آن انجام شود، روش هاي متفاوتي با توجه به نوع و كاربرد هر بيم لاين وجود دارد. هدف از اين تحقيق تعيين شار و دز نوترون در 3 گروه انرژي حرارتي، فوقحرارتي، سريع و دز گاما در امتداد محور مركزي بيمتيوب سيستم PGNAA موجود در راكتور MNSR به 2 روش شبيهسازي و تجربي است. براي اين منظور، شبيهسازي راكتور و انجام محاسبات شار نوترون، دز نوترون و گاما با كد محاسباتي MCNP انجام شد. براي اعتبارسنجي نتايج شار نوترون حرارتي محاسباتي با كد MCNP ، از روش تجربي فعالسازي نوتروني پولك اينديوم استفاده شد. همچنين براي اعتبارسنجي نتايج محاسباتي دز نوترون و گاما با كد MCNP ، اندازهگيري دز نوترون و گاما با دزيمترهاي ترمولومينسانس ) TLD ( انجام شد و با نتايج محاسباتي مقايسه شدند. نتايج محاسباتي براي شار و دز نوترون و دز گاما تطابق بسيار خوبي را با نتايج تحربي نشان دادند، همچنين خطاي تمامي محاسبات زير 5 درصد بود.

I In recent years, various beam tubes have been added to the Isfahan Miniature Neutron Source Reactor (MNSR) for purposes such as neutron radiography (NR), pro‎mp‎t Gamma Neutron Activation Analysis (PGNAA), and irradiation of large samples outside the reactor core. For experiments like PGNAA and NR, The design of each beam tube should be such that it has optimal parameters at the beam outlet for the intended application. Neutrons and gamma rays generated in the reactor core enter the beam tube, along this path the neutron and gamma flux and dose will have some changes, usually decreasing. Since characteristics of the neutron beam at different points is very important for optimal operation of the beam tubes, methods for measurement or simulation of the neutron and gamma ray flux and dose should be investigated. There are different methods depending on the type and application of each beam line. The goal of this research is to determine the neutron flux and dose in 3 energy groups (thermal, epithermal, fast) and gamma dose along the central axis of the PGNAA system beam tube in the MNSR reactor using simulation and experimental methods. For this purpose, the reactor was simulated and neutron flux, neutron and gamma dose calculations were performed using the MCNP computational code. To validate the calculated thermal neutron flux results with the MCNP code, the experimental method of indium foil neutron activation was used. Also, to validate the calculated neutron and gamma dose results with the MCNP code, neutron and gamma dose measurements were performed with thermoluminescent dosimeters (TLDs) and compared with the calculated results. The computational results for neutron flux and dose and gamma dose showed very good agreement with the experimental results, and the error of all calculations was less than 5%.

ظفراله كلانتري , محمدحسين چوپان دستجردي

جواد مختاري

سجاد مري , مريم حسنوند