محاسبات حفاظ بیولوژیکی برای تابشهای گاما و نوترون حاصل از دستگاه پلاسمای کانونی 90 کیلوژول | ||
| مجله فناوری و انرژی هسته ای | ||
| دوره 1، شماره 2، شهریور 1401، صفحه 39-46 اصل مقاله (760.28 K) | ||
| شناسه دیجیتال (DOI): 10.48308/nucte.2022.100637 | ||
| نویسنده | ||
| فرشید طباخ* | ||
| پژوهشگاه علوم و فنون هسته ای | ||
| چکیده | ||
| دستگاه های پلاسمای کانونی به عنوان چشمه های پالسی نوترون و گاما (و ایکس) نیازمند حفاظ بیولوژیکی هستند که به طور همزمان قادر باشد محیط و کارکنان را در برابر تمامی این تابشها محافظت نماید. در این مقاله قصد برآن است تا با استفاده از ترکیبات پلیمری برای یک دستگاه پلاسمای کانونی با انرژی 90 کیلوژول حفاظ بیولوژیکی طراحی شودتا دُز جذبی در بافت نرم را تا میزان زمینه کاهش دهد و پارامترهای بحرانی در این حیطه از تحقیقات را مورد بحث قرار دهد. لذا به منظور حصول اطمینان از نتایج محاسبات مرتبط با این تحقیق با بهره مندی از دو کد مونت کارلو، MCNPX و GEANT4انجام گردیده است. ترکیب پلیمری مورد بحث حاوی درصد های متفاوت بور-10 (10B)که با پلیمر بدون بور مقایسه شده و در ضمن دو چگالی مختلف برای این ترکیبات در نظر گرفته شده است. قدرت چشمه بر اساس مقادیر تجربی اندازه گیری شده از دستگاه "دنا" در نظر گرفته شده است که برابر 108 نوترون در هر پالس بوده که منجر به دُزی در حدود 100 میکروسیورت بر ساعت در فاصله 3 متری از دستگاه می شود. نتایج کاهش دُز پس از حفاظ گذاری بر اساس میزان دُز جذبی در بافت نرم که مشابه ترکیبات بدن انسان صورت گرفته است. گاماهای ثانویه ناشی از جذب تابشی نوترون در محاسبات مورد بررسی دقیق قرار گرفته تا خطرات تابش به حد اقل برسد. کدGEANT4 در این تحقیق هم به منظور مقایسه با MCNPX به کار گرفته شده است و هم ما را قادر خواهد کرد از میزان و نوع اندرکنش های نوترون که منجر به تولید تابشهای ثانویه می شود به طور کمّی و کیفی آگاهی بیابیم. محاسبات به گونه ای بوده تا نتایج به دست آمده دُز را تا دز زمینه که معادل 0/1 میکروسیورت بر ساعت است کاهش دهد. محاسبات دُز با دو روش تحلیلی محاسبه شده است، استفاده از انرژی های انباشته شده نوترون و گاما در بافت نرم و تبدیل آن به دُز و همچنین روش استفاده از ضرایب تبدیل شار-به-دُز استاندارد ANSI/ANS جهت مقایسه و افزایش اعتبار نتایج. | ||
| کلیدواژهها | ||
| حفاظ پلیمری نوترون های گداخت؛ ترکیبات پلیمری بور دار؛ عوامل بحرانی حفاظ؛ کدهای مونت کارلو؛ GEANT4؛ MCNPX | ||
| عنوان مقاله [English] | ||
| Biological Shield Design for Gamma and Neutron from 90 kJ Dense Plasma Focus | ||
| نویسندگان [English] | ||
| farshid tabbakh | ||
| nuclear science and technology research institute | ||
| چکیده [English] | ||
| For shielding properties improvement, different percentages of boronated compound for two low and high densities were analyzed and the dose-rate in soft tissue have been calculated to decrease the risk for the operators and nearby peoples. The calculations have been performed by means of GEANT4 and MCNPX Monte Carlo codes for two different densities and two different percentages of B-10 and compared to boron-free compound. The parameters such as density, B-10 weight fractions, radiative captures and secondary gamma-ray generation have been analyzed to determine the critical items in these kinds of problems. The secondary gamma-ray from neutron radiative capture as an important side effect in neutron shielding design have been included and discussed in this study utilizing the Geant4 outputs for detail information. The GEANT4 results also were used as evaluation and confirmation of MCNP results.The dose rate of 100 μSv/h at 3 m distance from DENA come from experimental value of neutron yield of 108 neutron per pulse which is much higher than back ground value. The calculations were performed to investigate the optimized compound and thickness to reduce the equivalent dose rate in tissue to the permitted level, 0.1 μSv/h. The dose-rate calculations were obtained by two methods for confirmation as well, the deposited energies of neutron and gamma in soft tissue and transferring them to dose values and also, using the flux-to-dose conversion coefficients from ANSI/ANS standards. | ||
| کلیدواژهها [English] | ||
| Fusion neutron shielding, polymeric boronated compounds, shield critical items, Monte Carlo dodes, MCNPX, GEANT4 | ||
| مراجع | ||
|
| ||
|
آمار تعداد مشاهده مقاله: 954 تعداد دریافت فایل اصل مقاله: 1,033 |
||