اندازه‌گیری و محاسبه دز پرتو گاما در رآکتور زیربحرانی آب سبک پژوهشکده رآکتور- اصفهان

محاسبه و اندازه‌گیری دز گاما رآکتورهای هسته‌ای از لحاظ ایمنی، حفاظت و هم‌چنین استفاده جهت برنامه‌های طراحی و توسعه‌ی پیش روی سازمان‌ها حایز اهمیت است. به منظور دست‌یابی به این هدف روش اندازه‌گیری تجربی با دزسنج‌های گایگر - مولر دیجیتال rados و smart-rad و شبیه‌سازی به کار گرفته شده است. پیکربندی سه بعدی رآکتور زیربحرانی آب سبک پژوهشکده رآکتور اصفهان به منظور محاسبات دزسنجی گاما با کد 6/2mcnpx و تالی‌های شار سلولی 4f (2/cm تعداد ذره)، شار در یک نقطه 5f (2/cm تعداد ذره) و انرژی انباشته شده در سلول 8*f (mev) شبیه‌سازی شد. قبل از محاسبات مربوط به دز گاما، محاسبه ضریب تکثیر انجام شد و نتیجه آن با مقدار گزارش شده در مشخصات فنی رآکتور مقایسه شد که  اختلاف کم‌تر از 6% داشت. پس از اطمینان از صحت شبیه‌سازی رآکتور، محاسبات برای رسیدن به پارامتر مورد نظر یعنی دز گاما sv/h)µ( رآکتور lwscr انجام شد که پس از تبدیلات و بهنجار کردن، نتایج حاصل از تالی 4f و 5f کم‌تر از 5%، 4f و 8*f کم‌تر از 2% و 8*f و 5f کم‌تر از 4% با یک‌دیگر اختلاف داشتند. برای اعتباربخشی و تایید محاسبات حاصل از کد 2/6mcnpx نتایج به دست آمده با نتایج تجربی مقایسه گردید که در مقایسه با پژوهش‌های مشابه قبل، این درصد اختلاف منطقی و قابل قبول می‌باشد.

measurement and calculation of gamma radiation dose in the subcritical light water reactor of reactor research school-isfahan

calculating and measuring the gamma dose of nuclear reactors is important in terms of safety and protection and is used for organizations’ design and development programs. in order to achieve this goal, experimental measurement with rados and smart-rad digital dosimeters and calculations based on monte carlo code has been used.the three-dimensional geometry of the light water subcritical reactor of isfahan reactor research school was simulated for gamma dosimetry calculation with the mcnpx2.6 code. the effective multiplication factor was estimated prior to dose calculation and revealed to be less than 6% different from the value reported in the reactor technical specifications. analyses were performed to obtain the sought parameter, gamma dose (µsv/h), following the validation of the reactor simulation code. the f4 and f5, f4 and *f8, and *f8 and f5 tallies differed by less than 5%, 2%, and 4%, respectively. the difference between the measured and calculated values was found to be reasonable and acceptable compared to similar previous studies.