بررسی ایمنی و دز دریافتی کارکنان آزمایشگاه نوترون دانشگاه صنعتی امیرکبیر با استفاده از کد mcnp

Authors

صفرعلی صفری

safar ali safari amirkabir university of technologyدانشگاه صنعتی امیرکبیر مجتبی شمسائی ظفرقندی

mojtaba shamsaei zafarghandi amirkabir university of technologyدانشگاه صنعتی امیرکبیر رضا اسدنژاد

reza asadnejad amirkabir university of technologyدانشگاه صنعتی امیرکبیر

abstract

یکی از اصولی ترین و اساسی ترین ویژگی آزمایشگاه های هسته ای که باید مورد توجه قرار بگیرد، ایمنی پرتو ها و ملاحظات مربوط به فیزیک بهداشت است. در این مقاله، با بررسی موردی یک آزمایشگاه تحقیقاتی فعال در حوزۀ مطالعات هسته ای واقع در دانشگاه صنعتی امیرکبیر، بر آن شدیم تا با تعیین میزان نرخ دز جذبی در نواحی مختلف آزمایشگاه، نواحی پرخطر یا امن آن را شناسایی کنیم و طبق معیار های استاندارد فیزیک بهداشت و حفاظت در برابر پرتو ها مورد بررسی قرار دهیم. بدین منظور، محیط آزمایشگاه نمونه در سه مرحله، با استفاده از کد mcnp4c شبیه سازی شد؛ به طوری که در مرحلۀ اول، به سهم هریک از پرتو ها از نوع گاما و نوترون در دز جذبی پرداخته شد و سپس، طی مرحلۀ دوم و سوم، دز جذبی کل ناشی از تمامی پرتو ها در نواحی مختلف آزمایشگاه محاسبه و بررس گردید. با نتایج حاصل از این سه مرحله، امن ترین و ناامن ترین نواحی آزمایشگاه تعیین شدند. در پایان، روش استفاده شده در این مقاله، برای تعیین نواحی امن آزمایشگاه، به منظور ارتقا و حفظ سلامت پرسنل آزمایشگاه های هسته ای مشابه نیز پیشنهاد شد.

Upgrade to premium to download articles

Sign up to access the full text

Already have an account?login

similar resources

بررسی ایمنی و دز دریافتی کارکنان آزمایشگاه نوترون دانشگاه صنعتی امیرکبیر با استفاده از کد MCNP

Nuclear radiation protection and safety is one of the most important principles needed to consider in nuclear labs. At this article, Dr. Shahriari Nuclear Laboratory, was selected as a case study for investigation of total absorbed dose at the different points of the lab to determine the safe or hazardous points in it, according to nuclear radiations safety rules. Therefore, the environment of ...

full text

بررسی حساسیت سطح مقطع‌های نوترون در کربن و سرب با استفاده از کد محاسباتی MCNP و داده‌های تجربی

از آنجا که مسایل ایمنی در فناوریهای هسته­ای از اهمیت بسزایی برخوردار است، داده­های هسته­ای که در طراحی نوترونیک سیستم‌های هسته‌ای بکار می­روند، بایستی از دقت لازم برخوردار باشند. از اینرو ارزشیابی و بهبود داده­های هسته­ای، همواره مورد توجه بوده است. در این کار هدف بررسی سطح مقطع‌های برهمکنش نوترون با دو ماده کربن و سرب و نهایتاً بهبود این داده­ها می­باشد. با توجه به امکانات موجود در مرکز تحقیقات...

full text

بازیابی طیف نوترون با استفاده از کد MCNPX و الگوریتم تکرار کد SAND-II

در استفاده از چشمه نوترونی برای کاربردهای مختلف دانستن طیف این چشمه بسیار مهم است. یکی از روش های رایج برای اندازه گیری طیف انرژی نوترون روش فعال سازی پولک های آستانه‌ای و استفاده از کدهای بازیابی طیف نظیر SAND-II است. از محدودیت های این کد این است که هندسه چشمه و محیط آزمایش پرتوگیری پولک‌ها در آن قابل تعریف نیست. در این مطالعه، برای حذف این محدودیت ها، با استفاده از ترکیب الگوریتم تکرار موجود...

full text

شبیه‌سازی حفاظی چندلایه برای یک چشمه استوانه‌ای 241Am-Beبه‌منظور کاهش هرچه بیشتر دز معادل نوترون با استفاده از کد MCNP5

In order to simulate neutron shields, MCNP5 calculation code was used and three types of homogeneous and separated shield multilayer arrangement, irradiated with 241Am-Be neutron sources were investigated. In these shields, the polyethylene (C2H4) and polystyrene (C8H8) were used as moderator material, and the boron carbide (B4C), as a thermal neutron absorber material and stainless steel as a ...

full text

محاسبات دز نوترون در حادثه بحرانیت JCO در Tokaimura با کد MCNPX

Recognizing the accident and estimating absorbed doses at the incident time, is one of the requirements for radiation safety. The aim of this paper is designing a model for assessment of nuclear criticality effectiveness in non-reactor units and evaluation of the effect of variation of distances on dose rate and neutron energy spectrum. In this study neutron dose-rate was simulated between 0.5m...

full text

محاسبات قلب راکتورهای ads با چشمه نوترون حاصل از فرآیند تلاشی با استفاده از کد mcnp

در این کار در اولین بخش از چهار عنصر سنگین شامل: سرب ،جیوه، تانتالیم و تنگستن بعنوان ماده هدف در فرآیند تلاشی در یک راکتور adsاستفاده شد و با کمک مدل آبشار درون هسته ای bertini (inc- bertini)، محاسبات مربوط به فرآیند تلاشی ماده هدف برای پروتون هایی در بازه انرژی بین 115mev تا5gev انجام شد. طبق نتایج بدست آمده از این مدل برای این چهار عنصر سنگین، تنگستن بیشترین تعداد نوترون را تولید می کند و بعن...

15 صفحه اول

My Resources

Save resource for easier access later


Journal title:
سنجش و ایمنی پرتو

جلد ۲، شماره ۱، صفحات ۷-۱۲

Hosted on Doprax cloud platform doprax.com

copyright © 2015-2023