تعیین دز نوترون و گاما در راکتور تحقیقاتی mnsr

در این پژوهش میزان دز نوترون و گاما درون کانال خشک و سایت پرتودهی داخلی راکتور تحقیقاتی مینیاتوری چشمه نوترون (mnsr) محاسبه و اندازه گیری شد. راکتور mnsr یک راکتور آب سبک با حداکثر توان kw 30 می باشد و مجهز به تسهیلات پرتودهی متنوعی از جمله پنج سایت پرتودهی داخلی، پنج سایت پرتودهی خارجی و یک کانال خشک می باشد. سایت های پرتودهی داخلی نزدیکترین فاصله را به قلب راکتور دارند و بیشترین میزان شار و دز در این مکان ها قابل دستیابی است. محاسبات دز با استفاده از شبیه سازی راکتور توسط کد محاسباتی mcnp و اندازه گیری دز نیز با استفاده از دزیمترهای گرمالیانی tld600 و tld700 انجام شد. آزمایشات در مکان های مذکور هم در حالت خاموشی و هم در حالت روشن بودن راکتور انجام شد. به منظور اعتبارسنجی کد محاسباتی نیز میزان شار نوترون در درون سایت پرتودهی و انتهای کانال خشک با استفاده از روش فعال سازی پولک اندازه گیری شد و با نتایج محاسبات اعتبارسنجی گردید. نتایج حاصل از محاسبات و اندازه گیری دز نوترون و گاما توافق بسیار خوبی داشتند. تعیین دز نوترون و گاما در مکان های مذکور، آزمایشات و تحقیقاتی که نیاز به دریافت مقدار مشخص و دقیقی از دز نوترون و گاما می باشند را امکان پذیر می نماید.

Estimation of neutron and gamma dose in the MNSR research reactor

In this study, the neutron and gamma doses in the dry channel and in the internal irradiation site of the Miniature Neutron Source research reactor (MNSR) has been calculated and measured. The MNSR reactor is a light water reactor with a maximum power of 30 kW and equipped with various irradiation facilities, including five irradiated sites, five irradiation sites and a dry channel. The internal irradiation sites have the closest gap to the core of the reactor, with the highest flux and doses available in these locations. Dose calculations have been performed using simulation of the reactor by MCNP computational code and dose measurement using TLD600 and TLD700 thermoluminescence dosimeters. The experiments have been carried out at both the shutdown and operational status of reactor. In order to validate the computational code, the neutron flux in the internal irradiation site and at the end of the dry channel has been measured by foil activation method and validated by the calculation results. The results of the calculation and measurement of the neutron and gamma doses were in good agreement. The determination of neutron and gamma doses at these sites makes possible such experiments and researches that need to receive a precise amount of neutron and gamma doses.