نویسندگان

چکیده

در بخش تجربی این بررسی, طیف انرژی نوترون های سریع پس از عبور از بلوک های بزرگ گرافیت, آلومینیوم, آب و پارافین, هر کدام به حجم حدود یک متر مکعب اندازه گیری شده است. نوترون های مورد استفاده از واکنش (p,n) با فرود پروتون های 25 و 30 میلیون الکترون ولت, شتاب داده شده به وسیله سیکلوترون مرکز تحقیقات کشاورزی و پزشکی هسته ای کرج, بر هدف لیتیومی تولید می شود. اندازه گیری با استفاده از آشکار ساز 76×76 میلی متری سر سوزن NE-213, در دو نقطه خارج بلوک ها, یکی در راستای تابش باریکه پروتون و دیگری عمود بر راستای آن انجام گرفته است. در تحلیل نتایج این آزمایش ها از کدهای RESPMG و SCINFUL به ترتیب برای تولید ماتریس پاسخ و تابع پاسخ آشکار ساز در انرژی های مختلف استفاده شده است. سپس با کد FORIST عمل باز یافت طیف نوترون از طیف ارتفاع تپ پروتون انجام گرفته است.در بررسی نظری موضوع, طیف انرژی نوترون ها را به روش مونت کارلو, با به کارگیری کد محاسباتی MCNP4C, برای حالت های مختلف محاسبه کرده ایم. نهایتا نتایج به دست آمده از دو روش مقایسه شده اند.

کلیدواژه‌ها

عنوان مقاله [English]

Measurement and calculation of high energy neutron flux in aluminium, graphite, water and paraffin assembly

نویسندگان [English]

  • R. Izadi-Najafabadi
  • R. Koohi-Fayegh
  • H. Afarideh

چکیده [English]

  In the experimental section of this project, the energy spectrum of fast neutrons is measured, after being passed through large blocks, approximately lm3 each, of graphite, aluminium, water and paraffin. Neutrons were produced via 7Li(p,n)7Be reaction by bombarding a Lithium target with 25 or 30 MeV protons of the cyclotron at the Nuclear Research Centre for Agriculture and Medicine in Karaj. Measurements are done using a 76 × 76mm NE-213 scintillator detector, in two points outside the blocks, one in the direction of proton beam and the other normal to it. In analyzing the results of the experiments, SCINFUL and RESPMG computer codes are used to produce the response matrix and the response function of the detector, respectively. FORIST code was, then, used to unfold the neutron spectrum from the pulse height spectrum of proton.   In the theoretical section, the neutron energy spectrum is calculated, in Monte Carlo method, using MCNP-4C code. Finally the results from two sections are compared.

کلیدواژه‌ها [English]

  • assembly
  • integral experiments
  • neutron flux

تحت نظارت وف بومی