طراحی و بهینه سازی چیدمان چشمه ی رادیواکتیو برای ارتفاع سنجی راکتور اوره پتروشیمی

تعیین سطح و ارتفاع مایعات راکتورهای صنعتی در دما و فشار بالا در صنایع نفت، گاز و پتروشیمی به‌دلیل پیچیدگی فرایند تولید از اهمیت ویژه‌ای برخوردار است. با استفاده از روش ارتفاع‌سنجی هسته‌ای که یک روش غیرمخرب است، می‌توان ارتفاع اوره در مخازن را اندازه‌گیری نمود. بنابراین انرژی چشمة گسیلندة گاما، طراحی هندسة چشمه شامل نقطه‌ای یا میله‌ای و جنس آشکارساز شامل استفاده از کریستال یدور‌سدیم یا سوسوزن پلاستیک حائز اهمیت است. در این تحقیق، ابتدا ارتفاع‌سنج هسته‌ای شامل چشمه، آشکارساز و مخزن شامل اوره و گازها به‌وسیلة کد مونت‌کارلوی mcnpx شبیه‌سازی شد و نتایج با مقادیر تجربی مقایسه و اعتبار سنجی گردید. سپس پاسخ آشکارساز با توجه به طراحی‌های متفاوت چشمه و فواصل آن و همچنین نوع آشکارساز و هندسة آن بهینه‌سازی گردید و چیدمان بهینه انتخاب شد. مقایسة نتایج حاصل از شبیه‌سازی و تحلیل حاصل از آن نشان داد که استفاده از چشمه‌های نقطه‌ای با فواصل مشخص (سه نقطه) به‌جای چشمه‌های میله‌ای به‌دلایل داشتن ساختاری ساده، دقت و پایداری بالا و کاهش هزینة تولید نسبت به هزینة بالای چشمه‌های میله‌ای می‌تواند جایگزین مناسبی باشد. همچنین جهت ارتفاع‌سنجی دقیق، آشکارسازهای میله‌ای باید جایگزین آشکارسازهای نقطه‌ای شود.

design and optimization of the radioactive source arrangement for the level gauging of petrochemical urea reactor

measuring the level and height of liquids in industrial reactors at high temperature and pressure in the oil, gas, and petrochemical industries has particular importance due to the complexity of the production process. the height of urea in the vessel can be measured using the nuclear level gauging method, which is a non-destructive method. therefore, the energy of the gamma emitting source, the design, and arrangement of the geometry of the source, including the point or rod, and the detector material including the use of sodium iodide crystal or plastic scintillator are important. in this research, firstly, a nuclear level gauge system—comprising a source, detector, and a reactor with urea and high-temperature, high-pressure gases—was simulated using the mcnpx monte carlo code. the simulation results were then validated against experimental data. the study then optimized the detector’s response by testing different arrangements of the radioactive source and its distances, as well as various detector types and geometries, to find the best configuration. the analysis revealed that using three strategically placed point sources is a superior and more cost-effective alternative to a rod source. this setup offers high accuracy and stability at a significantly lower production cost.