Monte Carlo simulace odezvy
neutronových detektorů (3He, NE-213)
Úvod
Příspěvek zahrnuje Monte Carlo simulace provedené v poli neutronového záření pro dva
typy neutronových detektorů 3He a NE-213. Prvním typem je válcový proporcionální
detektor plněný 3He v plynné fázi a druhým typem je kapalný organický scintilační detektor
NE-213.
Simulace transportu záření byla provedena uživatelsky inovovanými programy MCNPX
a MCNP-PoliMi.
Na základě provedených simulací byly získány spektrální i celkové odezvy detektorů
v širokém pásmu neutronových energií.
Prezentované výsledky byly získány v rámci projektu Spektrum, číslo TA01011383 programu
ALFA Technologické agentury ČR .
MCNP PoliMi
Program pro Monte Carlo simulace interakcí neutronů a fotonů vznikl implementací
staršího simulačního kódu MCNP – PoliMi a nejnovější verze programu MCNP5 1.51.
Výsledný kód je 64-bitový pro paralelní prostředí OpenMP. Jsou generovány fotonové
kaskády a produkce fotonů je časově sladěna s neutronovými interakcemi. Výhodou jsou
široké možnosti datových výstupů. Při každé interakci se zapíší data pro každou částici
v historii. Je možné ukládat typ částice (neutron, foton) a typ interakce, čas interakce
od začátku dané historie, místo interakce (poloha, buňka a typ nuklidu, se kterým interakce
proběhla) a předanou energii (u neutronů se zapisuje předaná kinetická energie).
Závislost odezvy neutronové sondy MDN-01 na příkonu prostorového dávkového ekvivalentu neutronů od zdroje
252Cf.
MCNPX-PTRAC
Konvenčně pravá hodnota
příkonu prostorového
dávkového ekvivalentu
ve vzdálenosti d mezi
středem zdroje neutronů
a středem moderátoru
měřidla:
V rámci programu MCNPX ver. 2.6 byl upraven modul PTRAK. Nový modul umožňuje
paralelní simulace a zaznamenává parametry jednotlivých událostí dle volby uživatele.
Proporcionální detektor 3He
Detekce neutronů plynovými počítači je založena na skutečnosti, že při jejich interakci
s vhodným materiálem vznikají sekundární nabité částice, které způsobují ionizaci. Stěny
detektorů se proto pokrývají izotopem 10B nebo štěpnými materiály 235U, 232Th, 238U nebo
se detektor plní plynovou náplní (1H, 3He, BF3).
Proporcionální detektor plněný plynem 3He reaguje s neutrony dle následující rovnice:
H*(10) – příkon
prostorového dávkového
ekvivalentu [Sv/s]
hij – konverzní koeficient
fluence neutronů
na prostorový dávkový
ekvivalent stanovený
na základě energetické
distribuce fluence neutronů
zdroje ɎE(En) a konverzní
funkce hɎ(En) z doporučení
ICRP 74.
Pro zdroj 252Cf hij=385
pSv∙cm2 (ISO 8529-3).
Distanční charakteristika sondy MDN-01 od zdroje 252Cf.
Br – emise zdroje neutronů v době ozáření [1/s]
B0 – referenční emise zdroje neutronů
T1/2 – poločas rozpadu zdroje
F1(ș) – anizotropie emise zdroje
d – vzdálenost středů zdroje a moderátoru měřidla [cm]
r - vzdálenost povrchů zdroje a moderátoru měřidla [cm]
Σ – makroskopický účinný průřez vzduchu pro neutrony
daného zdroje
H*(10) – prostorový
dávkový ekvivalent
neutronů
Ɏ – fluence neutronů.
Záchyt neutronu, obrázek vlevo – kolmo na referenční směr. Obrázek vpravo v referenčním směru sondy.
Scintilační detektor NE-213
8
Pro detekci rychlých neutronů je možné použít detektor s aktivním objemem
vyplněným kapalným organickým scintilátorem NE-213 (jiné označení BC-501A).
Neutrony předávají energii scintilátoru jednak rozptylem na atomech 1H a 12C
a také produkcí nabitých sekundárních částic.
V simulacích byl použit válcový detektor o průměru 12,7 cm a délce 5,1 cm. Energie
dopadajících neutronů byla uvažována v intervalu 20 MeV – 100 MeV.
7
1
10
5
r(E)
c [imp / n / cm 2]
6
4
0
10
3
2
1
-1
-9
10
-8
10
-7
10
-6
10
-5
10
-4
-3
10
10
E [MeV]
-2
10
-1
10
0
10
1
10
2
10
10
-9
10
-8
10
-7
10
-6
10
-5
10
-4
-3
10
10
E [MeV]
-2
10
-1
10
0
10
1
10
2
10
Energetická závislost neutronové sondy MDN-01. V levém grafu je znázorněna citlivost na jednotkovou fluenci,
v pravém grafu pak poměr indikovaného a skutečného příkonu prostorového dávkového ekvivalentu
pro monoenergetický zdroj neutronů dopadajících na sondu z referenčního směru.
Spektra impulzů deponované energie a světelné odezvy pro energie dopadajících neutronů 20 MeV – 100 MeV.
-6
4
5
p
d
t
He-3
4
3.5
Impulzy // 11 neutron
neutron
Impulzy
α
2.5
Spektrum impulzĤ svČtelné odezvy (60 MeV)
x 10
4.5
p
d
t
He-3
3
Impulzy // 11 neutron
neutron
Impulzy
-6
Spektrum impulzĤ deponované energie (60 MeV)
x 10
3.5
C-12
2
1.5
α
C-12
3
2.5
2
1.5
1
1
0.5
0
Směrová závislost neutronové sondy MDN-01 pro zdroj 252Cf. Na obrázku vpravo bez Bonnerovy moderační koule.
Použitý detektor od firmy Centronic, typ 9.6He3/304/25 má následující parametry:
Pracovní tlak:
Rozměr:
Materiál:
Aktivní délka:
Vysoké napětí:
Citlivost na termální neutrony:
0.5
0
10
20
30
40
Deponovaná
Deponovaná ee nergie
nergie [MeV]
[MeV]
50
60
70
0
0
10
20
30
40
50
60
400 kPa
Ø 25 mm x 132 mm
nerezová ocel
97 mm
1300 V
16 cps/nv
Pozn. nv – neutronový tok [hustota n (neutrony/cm)3∙rychlost v (cm/s)].
70
SvČ
SvČČtelná
telná ode
Sv
ode zva
zva [Me
[Me Vee
Vee ]]
Příspěvky jednotlivých sekundárních částic do spekter impulzů deponované energie a světelné odezvy pro energii
dopadajících neutronů 60 MeV.
Poděkování
Rádi bychom poděkovali ČMI, inspektorátu ionizujícího záření Praha, za spolupráci
na experimentální části projektu v poli neutronového záření.
Tento projekt je realizován za finanční podpory z prostředků státního rozpočtu
prostřednictvím Technologické agentury České republiky.
Autoři: Jan Dressler, Aleš Jančář, Zdeněk Kopecký
Download

Monte Carlo simulace odezvy neutronových detektorů (3He