Subscribe to the gold package and get unlimited access to Shamra Academy
Register a new userCalculation of the reaction rate and energy response matrix of a neutron spectrometry consisting of a Polyethylene sphere of variable diameter and BF3 detector using the MCNP5-beta code
حساب معدل التفاعل و مصفوفة الاستجابة الطاقية لمطيافية نترونية مكونة من كرة من البولي إثلين متغيرة القطر و الكاشف BF3 باستعمال الكود MCNP5-beta
1124
0 9
0
(
0
)
Added by
Damascus University ورقة بحثية
Publication date
2014
fields
Physics
and research's language is
العربية
Authors
ماجدة نحيلي( باحث )
Created by
Shamra Editor
Ask ChatGPT about the research
استعمل الكود MCNP5-beta لحساب معدل التفاعل و مصفوفة الاستجابة الطاقية لمطيافية نترونية مكونة من كرة من البولي إثلين متغيرة القطر و كاشف للنترونات الحرارية من النوع BF3, و ذلك باستعمال منبع النترونات على شكل نقطي و قرصي, و بينت نتائج الحساب أن قيم معدل التفاعل و مصفوفة الاستجابة في حالة منبع النترونات القرصي أكبر مما هي عليه في حالة منبع النترونات النقطي, كما أن الاستجابة الطاقية في مجال الطاقة تصل إلى قيمة عظمى في حالة الكرة ذات القطر 10 inch في حالة منبع النترونات القرصي حينما تبقى متزايدة في هذه الظروف في حالة منبع النترونات النقطي. قورنت نتائج حساب مصفوفة الاستجابة في حالة منبع النترونات القرصي بنتائج حسابية منشورة فوجد أن التوافق بين النتائج جيد.
The MCNP5-beta code was used to calculate the reaction rate and the neutron energy response matrix of a neutron spectrometry consisting of a Polyethylene sphere with variable diameter and BF3 detector, using point and disk neutron sources, the reaction rate and the response matrix of disk neutron source shows higher values than those obtained for point neutron source in addition the response with disk neutron source at the energy range shows a maximum value for sphere of 10 inch diameter where the response with point neutron source stile increasing in this condition .The results obtained in this work for the disk neutron source agreed well with published results.
Artificial intelligence review:
Research summary
تستخدم هذه الدراسة الكود MCNP5-beta لحساب معدل التفاعل B(n, α) ومصفوفة الاستجابة الطاقية لمطيافية نترونية مكونة من كرة من البولي إثلين متغيرة القطر وكاشف BF3 باستخدام منبع النترونات Am-Be في شكلين: نقطي وقرصي. أظهرت النتائج أن معدل التفاعل ومصفوفة الاستجابة الطاقية في حالة منبع النترونات القرصي أكبر من تلك في حالة المنبع النقطي. كما بينت الدراسة أن الاستجابة الطاقية تصل إلى قيمة عظمى في حالة الكرة ذات القطر 10 بوصة عند استخدام منبع النترونات القرصي، بينما تستمر في الزيادة في حالة المنبع النقطي. تمت مقارنة النتائج المحسوبة لمصفوفة الاستجابة الطاقية في حالة منبع النترونات القرصي مع نتائج منشورة ووجد أن هناك توافق جيد بين النتائج. تهدف الدراسة إلى توضيح تأثير تغيير شكل منبع النترونات من نقطي إلى قرصي على معدل التفاعل ومصفوفة الاستجابة الطاقية باستخدام مطيافية نترونية مكونة من كرة متغيرة القطر من البولي إثلين وكاشف BF3. تم استخدام الكود MCNP5-beta لحساب معدل التفاعل ومصفوفة الاستجابة الطاقية في مجال الطاقة من 4.14x10^7 MeV إلى 11.09 MeV. أظهرت النتائج أن وجود حاجز من الكادميوم أمام الكاشف يؤدي إلى انخفاض في تدفق النترونات الحرارية ومعدل التفاعل. كما بينت النتائج أن معدل التفاعل ومصفوفة الاستجابة الطاقية يرتبطان بطاقة نترونات المنبع وقطر كرة البولي إثلين، حيث يزداد معدل التفاعل مع زيادة قطر الكرة ويصل إلى قيمة عظمى ثم يتناقص تدريجياً. تم التوصل إلى أن معدل التفاعل ومصفوفة الاستجابة الطاقية يكونان أكبر في حالة منبع النترونات القرصي مقارنة بالمنبع النقطي، وأن الاستجابة الطاقية تصل إلى قيمة عظمى في حالة الكرة ذات القطر 10 بوصة في حالة منبع النترونات القرصي بينما تبقى متزايدة في حالة المنبع النقطي. تمت مقارنة النتائج المحسوبة لمصفوفة الاستجابة الطاقية في هذا العمل مع نتائج منشورة ووجد أن هناك توافق جيد بين النتائج.
Critical review
دراسة نقدية: تقدم هذه الدراسة مساهمة قيمة في مجال مطيافية النترونات من خلال استخدام الكود MCNP5-beta لحساب معدل التفاعل ومصفوفة الاستجابة الطاقية. ومع ذلك، هناك بعض النقاط التي يمكن تحسينها. أولاً، كان من المفيد تضمين تحليل أكثر تفصيلاً للخطأ المحتمل في الحسابات، خاصة فيما يتعلق بتأثيرات التبعثر والامتصاص التي لم يتم مراعاتها بشكل كامل. ثانياً، كان من الممكن توسيع نطاق الدراسة لتشمل أنواع أخرى من الكواشف ومنابع النترونات للتحقق من عمومية النتائج. ثالثاً، يمكن أن تكون الدراسة أكثر شمولية إذا تم تضمين تجارب عملية للتحقق من صحة النتائج المحسوبة. على الرغم من هذه النقاط، تقدم الدراسة نتائج مفيدة وتفتح المجال لمزيد من الأبحاث في هذا المجال.
Questions related to the research
-
ما هو الهدف الرئيسي من هذه الدراسة؟
الهدف الرئيسي من الدراسة هو توضيح تأثير تغيير شكل منبع النترونات من نقطي إلى قرصي على معدل التفاعل ومصفوفة الاستجابة الطاقية باستخدام مطيافية نترونية مكونة من كرة متغيرة القطر من البولي إثلين وكاشف BF3.
-
ما هي النتائج الرئيسية التي توصلت إليها الدراسة؟
توصلت الدراسة إلى أن معدل التفاعل ومصفوفة الاستجابة الطاقية يكونان أكبر في حالة منبع النترونات القرصي مقارنة بالمنبع النقطي، وأن الاستجابة الطاقية تصل إلى قيمة عظمى في حالة الكرة ذات القطر 10 بوصة في حالة منبع النترونات القرصي بينما تبقى متزايدة في حالة المنبع النقطي.
-
ما هي الأدوات والبرمجيات المستخدمة في هذه الدراسة؟
تم استخدام الكود MCNP5-beta لحساب معدل التفاعل ومصفوفة الاستجابة الطاقية لمطيافية نترونية مكونة من كرة من البولي إثلين متغيرة القطر وكاشف BF3.
-
كيف تم التحقق من صحة النتائج المحسوبة في هذه الدراسة؟
تم التحقق من صحة النتائج المحسوبة من خلال مقارنة مصفوفة الاستجابة الطاقية المحسوبة في حالة منبع النترونات القرصي مع نتائج منشورة ووجد أن هناك توافق جيد بين النتائج.
References used
Liu, B. H., Greenberg, D. D., Capala, J., Wheeler, F. J., (1996). An Improved Neutron Collimator for Brain Tumor Irradiations in Clinical Boron Neutron Capture Therapy, Medical Physics, 23, 12, pp. 2051-5060
Tanaka, R., Hunt, J. E., Winans, R. E., Thiyagarajan, P., Sato, S., Takanohashi, T., (2003). Aggregates Structure Analysis of Petroleum Asphaltenes with Small-Angle Neutron Scattering, Energy Fuels, 17, 1, pp. 127-134
Wollan, E. O., Koehler, W. C., (1955). Neutron Diffraction Study of the Magnetic Properties of the Series of Perovskite-Type Com pounds [(1 – x)La, xCa]MnO3, Physical Review, 100, 2, pp. 545-563
Manke, I., Hartnig, C., Grünerbel, M., Kaczerowski, J., Lehnert, W., Kardjilov, N., Hilger, A., Banhart, J., Treimer, W., Strobl, M., (2007). Quasi–insitu Neutron Tomography on Polymer Electrolyte Membrane Fuel Cell Stacks, Applied Physics Letters, 90, 8, pp. 184101-1-3
Hakimabad Miri, H., Rafat, M. L., (2009). Improvement the Uniformity of the Gamma Production Rate Distribution with Depth in a Large Biological Sample for an IVNAA Facility, Nu clear Technology & Radiation Protection, 24, 2, pp. 119-125
rate research
Read More
The MCNPX and MCNP5-BETA codes were used to simulate the reaction
9Be(p,n)9B in the Syrian cyclotron,to calculate the neutron spectrum emission
from this reaction and for neutronic calculations to design of the thermal
neutron beam for thermal neutron radiography.
The MCNP4C2 Monte Carlo code was used to model the Egyptian Second
research reactor in this paper, to calculate the effective multiplication factor
keff, distribution of the thermal and fast neutron fluxes and power in reactor
core with two type o
f fuels: standard and mixed. The values of the keff were
1.21842 and 1.05272, the maximum thermal flux were 2.975x10+14 and
3.352x10+14 n/cm2s, and the maximum fast flux was 2.950x10+14 and 2.389x10+14
n/cm2s for standard and mixed fuels respectively. The results showed good
agreements with previous results available in the literature.
To calculate the dose distributions of 6 MeV photon beam at variable depth
in 3D water phantom the MCNP4C2 code was used, and the simulated dose
profile was compared with that of the treatment planning computer system
(TPS), and a good agreement w
as found between them.
In conclusion, the MCNP4C2 code package presents a good tool adaptable
to get dose distributions for the 6MeV photon beam and it can be considered as
confirmed method for patient dose calculations.
The MCNPX and MCNP5C codes are used to simulate the reaction
9Be(p,n)9B. The photons and neutrons intensities resulting of this reaction are
calculated as a functions of the 9Be target thickness. To calculate this intensity,
the protons with energ
y 15.0MeV and protons current 200.0μA are used. In
addition, the angular distribution of the emitted photons and neutrons from the
reaction 9Be(p,n)9B is calculated as a function of the 9Be target thickness. The
maximum value of the photons and neutrons flux is found to be at angle 00 for
thin targets. The calculated values using MCNPX of the neutrons spectrum
emission from reactions of 9Be(p,n)9B and 207Pb(p,n) is compared to
experimental values. There is a good agreement between them.
In this study, a simulation of the MTR-22MW reactor and a study
of standard and mixed fuel combustion using the Codes GETERA
and MCNP5.
The Results of the simulation showed that the operation time of the
reactor in the case of standard fuel is 274 days and if the use of
mixed fuel is 135 days.
suggested questions
Log in to be able to interact and post comments
comments
Fetching comments
Sign in to be able to follow your search criteria
