طراحی آشکارساز طویل و تعیین ابعاد بهینه، بازده و پاسخ زاویه‌ای آن و ارایه‌ی روش ساخت شمارگر نوترون با پاسخ گسترده

نویسندگان

گروه کاربرد پرتوها، دانشکده مهندسی هسته‌ای، دانشگاه شهید بهشتی، صندوق پستی: 1983963113، تهران- ایران

چکیده

اندازه‌گیری شار نوترون مستلزم به کارگیری آشکارسازهایی است که جهت­دار و غیرحساس به پرتو گاما بوده و پاسخ آن­ها مستقل از انرژی نوترون باشد. از جمله­ی این آشکارسازها می‌توان به شمارگر طویل اشاره کرد. این مقاله به طراحی این نوع آشکارساز با استفاده از کد مونت‌کارلوی MCNPX می­پردازد. شمارگر استفاده شده در این طراحی، از نوع تناسبی گازی بود که با گاز 3BF در فشار Torr400 پر شده و دارای طول و قطر فعال به ترتیب برابر با 31.1cm و 2.4cm می‌باشد. با قرار گرفتن این شمارگر در کندساز، بازده آن برای شمارش نوترون‌های تند افزایش می‌یابد. ابعاد بهینه­ی کندساز‌ها (داخلی و خارجی) و عمق شیار ایجاد شده در کندساز داخلی با توجه به محاسبات انجام شده به ترتیب 8 ، 8 و cm10 تعیین شده است. منحنی پاسخ محاسبه شده­ی آشکارساز تا انرژی MeV20 هم­خوانی خوبی با منحنی‌های داده شده در مقالات مربوطه دارد. در تمام مقالات و گزارش­ها پاسخ این آشکارساز تا انرژی MeV20 محاسبه شده است ولی در مقاله­ی حاضر پاسخ این آشکارساز برای اولین بار تا انرژی MeV100 محاسبه شده است. ضمناً در بازه­ی انرژی 40 تا MeV100 پاسخ آشکارساز نسبت به سایر بازه­ها یکنواخت­تر است. علاوه بر این، برای جلوگیری از ورود نوترون‌های پراکنده شده از اطراف، بین پلی‌اتیلن داخلی و خارجی لایه‌ای از کادمیم به ضخامت mm1 قرار داده شده است. پاسخ زاویه‌ای برای سه انرژی2.5، 5 و MeV19 و تأثیر آن بر بازده آشکارساز بررسی شده است. در زاویه­ی 90 درجه که چشمه­ی نوترون کاملاً در راستای محور هندسی آشکارساز قرار دارد، پاسخ آشکارساز بیش­ترین مقدار را دارد.

کلیدواژه‌ها


عنوان مقاله [English]

Design and Determination of Optimised Dimensions, Efficency and Angular Response of a Long-Countor; and Introducing the Construction Method of a Neutron Counter with a Wide-Range Response

نویسندگان [English]

  • M Danaei
  • F Abbasi Davani
چکیده [English]

Oneof the most requirement for the neutron flux measurement is to use detectors with the response independent of neutron energy. Also, detectors should be directional and insensitive to the gamma radiation. Long-Counter detectors are considered to be in this catagory. In this paper, this tye of detector has been designed by the MCNPX code. The counter used in this detector is a gas proportional counter which is filled with BF3 of 400 Torr gas pressure. The effective length and diameter of the counter are 31.1cm and 2.4cm, respectively. When the counter is placed in a moderator, its efficiency grows for fast neutron counting. The moderators optimum dimensions (internal and external) and the depth of track in the internal moderator, according to the calculation, are determined to be 8cm, 8cm, and 10cm, respectively. We found a good literature agreement between the calculated response profile up to 20MeV and the curves appeared in the literature, where all are showing the detector response up to 20MeV. In this paper, however, it is calculated up to 100MeV for the first time and in the energy interval of 40MeV to 100MeV with the detector response profile smoother then the other reports. In addition, to avoid entering the scattered neutron from the surroundings a 1mm cadmium absorber is placed between the external and the internal polyethylen moderator. The angular responses for the energies of 2.5MeV, 5MeV and 19MeV and also their effect on the detector efficiency have been investigated. The maximum value of the counter response has been obtained when the neutron source is placed along the detector axis.
 

کلیدواژه‌ها [English]

  • Long Counter Design
  • Detection Efficiency
  • Angular Response
  • Neutron Counter
  • MCNPX Code
G.F. Knoll, “Radiation detection and Measurement,” Wiley, New York (2000).

 

  • H. Tagziria, D.J. Thomas, Nucl. Instrum. And Metho. A452, 470-483 (2000).

     

    Calibration and Measurement Capabilities, Ionizing Radiation, Germany, PTB (2005).

     

    Calibration and Measurement Capabilities, Ionizing Radiation, Japan, NMIJ (2008).

     

    ISO8529-2: reference neutron radiation-part2-calibration fundamentals of radiation protection devices related to the basic quantities characterizing the radiation field (2000).

     

    Calibration and Measurement Capabilities, Ionizing Radiation, Korea, KRISS (2005).

     

    Yuri Gledenov. Nucl. Sci & Tech. 2, 342-345 (2002).

     

    D.S. Pappas, R.J. Furnstahl, “Stadies of neutron emission during the start-up phase of Alcator C Tokamak,” Plasma focus center. MA 02139 (1983).

     

    N.J. Roberts, H. Tagziria. Determination of the effective centers of the NPL long counter. DQL RN004 NPL REPORT (2004).

     

    D.R. Slaughter, D.W. Rueppel, Nucl. Instrum. and Metho. 145, 315-320 (1977).

     

    MCNPXTM 2.4.0: Monte Carlo N-Particle Transport Code system for multiparticle and  high energy applications. Oak Ridge National Laboratory. RADIATION SAFETY INFORMATION COMPUTATIONAL CENTER (2000).