Do you want to publish a course? Click here

Thermal neutron beam design based on9Be(p,n)9B reaction for neutron radiography using MCNPX and MCNP5-BETA codes

تصميم حزمة نترونية حرارية عن طريق التفاعل 9Be(p,n)9B لاستعمالها في التصوير النتروني المسرع باستعمال الكودات MCNP5-BETA و MCNPX

704   1   9   0 ( 0 )
 Publication date 2013
and research's language is العربية
 Created by Shamra Editor




Ask ChatGPT about the research

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.


Artificial intelligence review:
Research summary
تتناول هذه الورقة البحثية تصميم حزمة نترونية حرارية باستخدام تفاعل Be(p,n) B، وذلك لاستعمالها في التصوير بالنترونات الحرارية في المسرع السوري. تم استخدام الكودين MCNPX وMCNP5-BETA لنمذجة التفاعل وحساب طيف النترونات الناتج. استخدمت بروتونات بطاقة 15.0 MeV وتيار شدته 200.0 µA مع هدف بيريليوم بسمك 0.50 سم وقطر 1.0 سم لإنتاج تدفق نتروني من مرتبة 7.864 × 10¹² n/s. تم حساب تدفق النترونات الحرارية عند خرج المجمع الرئيسي للنترونات بقيمة 1.09 × 10⁵ n/cm².s. لم تُستخدم أية مرشحات لتخفيض طاقة النترونات السريعة أو لامتصاص أشعة غاما، مما يقلل من التكلفة الاقتصادية للعمل. تم تصميم الحزمة النترونية بحيث تحقق نسبة تدفق النترونات الحرارية إلى جرعة أشعة غاما عند خرج الحزمة بقيمة 1.60 × 10⁸ n/mRem. تم استخدام منظومة تبريد حول هدف البيريليوم للحفاظ على درجة حرارته تحت درجة الانصهار. تم حساب الأبعاد الهندسية لمنظومة الحزمة النترونية باستخدام الكود MCNP5-BETA لتحقيق أعلى تدفق للنترونات الحرارية عند مستوى التصوير.
Critical review
دراسة نقدية: تقدم هذه الورقة البحثية إسهاماً مهماً في مجال تصميم الحزم النترونية الحرارية باستخدام المسرع السوري. ومع ذلك، هناك بعض النقاط التي يمكن تحسينها. أولاً، كان من الممكن تقديم تفاصيل أكثر حول كيفية حساب الأخطاء المحتملة في النمذجة والحسابات. ثانياً، لم يتم التطرق بشكل كافٍ إلى تأثير عدم استخدام المرشحات على جودة الصورة الناتجة. كما كان من الممكن تقديم مقارنة مع تصاميم أخرى مشابهة لتوضيح الفوائد والعيوب بشكل أكثر تفصيلاً. وأخيراً، كان من الممكن تضمين توصيات لتطبيقات مستقبلية أو تحسينات محتملة للتصميم.
Questions related to the research
  1. ما هي الطاقة المستخدمة للبروتونات في هذا البحث؟

    تم استخدام بروتونات بطاقة 15.0 MeV.

  2. ما هي الكودات المستخدمة في النمذجة والحسابات؟

    تم استخدام الكودين MCNPX وMCNP5-BETA.

  3. لماذا لم تُستخدم مرشحات لتخفيض طاقة النترونات السريعة؟

    لم تُستخدم مرشحات لتخفيض طاقة النترونات السريعة أو لامتصاص أشعة غاما لتقليل التكلفة الاقتصادية للعمل.

  4. ما هي نسبة تدفق النترونات الحرارية إلى جرعة أشعة غاما عند خرج الحزمة؟

    النسبة هي 1.60 × 10⁸ n/mRem.


References used
Kaushal, K. M. 2005. Development of a Thermal Neutron Imaging at the N.C.S.U PULSTAR Reactor.ph.D, North Carolina State University, USA
Thomas, R. C. 2000. Development of Neutron Radioscopy at the SLOWPOKE-2 Facility at RMC for the Inspection of CF188 Flight Control Surfaces.ph.D, Faculty of the Royal Military College of Canada, Canada
Eberhardt, J. E., Rainey, S., Stevens, R. J., Sowerby, B. D., Tickner, J. R. 2005. Fast neutron radiography scanner for detection of contraband in air cargo containers. Appl. Radiat. Isot. 63, 179-188
rate research

Read More

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.
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 reacti on 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.
The analytical relationship that gives the neutron beam flux does not take into account the probability of decay. In this research, we concluded the analytical relationship of the probability non decay of free neutron during the passage of the sam ple to be analyzed by NAA. And the conclusion of the analytical relationship to the probability of non-capture of the free neutron during the its passage of the sample to be analyzed by NAA in a simpler method than the previous conclusion. We conducted an application study to investigate the effect of the probability non decay of free neutrons, that flowing through sample, On the flux of transient neutron beam, for neutron beam with various large thickness samples and for different energies of neutrons. The effect of probability of neutron decay on neutron beam flux could not be negligible for all the energies which are bigger than of thermal.
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.
This papers reports the investigation of extensions of the group by means of the cyclic group A=<a> of order p, where p is a prime number. It has been concluded from this work that, all non isomorphic extensions of the group C(n) by means of the group A ,that correspond to irreducible representations of the group A , are: - p Z
comments
Fetching comments Fetching comments
Sign in to be able to follow your search criteria
mircosoft-partner

هل ترغب بارسال اشعارات عن اخر التحديثات في شمرا-اكاديميا