مقاله پژوهشی: تعیین بیشترین میزان فعالیت مجاز چشمۀ میله‌ای کبالت‌ـ60 برای وجه‌های کاربردی مختلف در داخل اتاقک سربی

باقری, رضا; یگانه, میکائیل

doi:10.22051/jap.2020.30327.1150

مقاله پژوهشی: تعیین بیشترین میزان فعالیت مجاز چشمۀ میله‌ای کبالت‌ـ60 برای وجه‌های کاربردی مختلف در داخل اتاقک سربی

نوع مقاله : مقاله پژوهشی

نویسندگان

¹ استادیار. مجتمع پژوهشی شمالغرب کشور (بناب)، پژوهشکده کاربرد پرتوها، پژوهشگاه علوم و فنون هسته ای، تهران، ایران

² دانش آموختۀ دکترا، مجتمع پژوهشی شمال غرب کشور (بناب)، پژوهشکدۀ کاربرد پرتوها، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، تهران، ایران

10.22051/jap.2020.30327.1150

چکیده

محصورسازی چشمه‌های تابش یکی از مهمترین روش‌های کنترل خطرات بهداشت محیط برای جلوگیری از آسیب‌‌‌رسانی به انسآن‌هاست. معمولاً از اتاقک سربی با دیوارهایی از آجر سربی برای محصورسازی چشمه‌های دارای خطر پرتوزایی متوسط و کم استفاده می‌شود. در این پژوهش، بیشترین میزان فعالیت‌ مجاز چشمۀ میله‌ای کبالت‌ـ60 به دو روش تحلیلی و مونت‌کارلویی با استفاده از کد شبیه‌ساز MCNPX، طوری محاسبه شد که کار با این میزان از فعالیت در داخل یک اتاقک سربی با دیوار‌هایی از آجرهای سربی استاندارد به ضخامت 5 سانتی‌متر، توانست استانداردهای پذیرفته‌شده بین‌المللی برای کار با اتاقک سربی در نواحی محصورشده را برآورده کند. اختلاف بین نتایج روش تحلیلی و مونت‌کارلو به طور میانگین کمتر از 16 درصد به دست آمد. نتایج نشان داد که برای کار در وجه‌های کاربردی پرتودهی/ذخیره و نمونه‌گذاری/نمونه‌برداری و همینطور انتقال، باید میزان فعالیت چشمه در روش تحلیلی به ترتیب از 5.61 و 48.25 میلی‌کوری و در روش مونت‌کارلو از 6.67 و 56.36 میلی‌کوری کمتر باشد. این روش تحلیلی با تقریب نسبتاً خوبی داده‌های حاصل از کد قدرتمند MCNPX را تولید کرد.

کلیدواژه‌ها

20.1001.1.27831043.1399.10.1.2.8

عنوان مقاله [English]

Determination of the Maximum Permissible Activity of 60Co Line Source for Different Application Modes of Lead Cell

نویسندگان [English]

Reza Bagheri ¹
Mikail Yeganeh ²

¹ Assistant Professor. Northwest Research Complex (Bonab), Radiation Applications Research School, Nuclear Science and Technology Research Institute, Tehran, Iran.

² Ph. D. in Electrical Engineering, Northwest Research Complex (Bonab), Radiation Applications Research School, Nuclear Science and Technology Research Institute, Tehran, Iran

چکیده [English]

Isolation of radiation sources is one of the most important methods of the radiation protection in order to prevent harm to human beings. Usually, lead cells with plumbic brick walls are used for isolation of medium and low radiation level sources. In this research, the maximum permissible activity of ⁶⁰Co line source was calculated using both the analytical and Monte Carlo methods, such that the handling of this amount of activity inside the lead cell with 5 cm standard plumbic brick walls, could fulfill the accepted international criteria for lead cells application in restricted areas. The difference between the analytical and Monte Carlo results was obtained less than 16% in average. The results showed that, the activity of ⁶⁰Co source should be less than 5.61 and 48.25 mCi for the analytical method and less than 6.67 and 56.36 mCi for Monte Carlo method respectively at irradiate/storage and load/unload (as well as transient) operation modes. The proposed analytical method could generate MCNPX code data with relatively good approximation.

کلیدواژه‌ها [English]

Lead Cell
Cobalt-60
Shielding
Buildup Factor
MCNPX

مراجع

[1] Akkurt I., Akyldrm H., Mavi B., Kilincarslan S., Basyigit C., “Photon attenuation coefficients of concrete include barite in different rate”, Ann. Nucl. Energy 37 (2010) 910–914.

[2] Sharifi S., Bagheri R., Shirmardi S.P., “Comparison of shielding properties for ordinary, barite, serpentine and steel–magnetite concretes using MCNP-4C code and available experimental Results”, Ann. Nucl. Energy 53 (2013) 529–534.

[3] Bootjomchai C., Laopaiboon J., Yenchai C., Laopaiboon R., “Gamma-ray shielding and structural properties of barium–bismuth–borosilicate glasses”, Radiat. Phys. Chem. 81 (2012) 785–790.

[4] Singh V.P., Badiger N.M., “Effective atomic numbers, electron densities, and tissue equivalence of some gases and mixtures for dosimetry of radiation detectors”, Nucl. Technol. Radiat. 27 (2012) 117–124.

[5] Demir F., Budak G., Sahin R., Karabulut A., Oltulu M., Un A., “Determination of radiation attenuation coefficients of heavyweight- and normal-weight concretes containing colemanite and barite for 0.663 MeV c-rays,” Ann. Nucl. Energy 38 (2011) 1274–1278.

[6] Cember H., Johnson T.E., Introduction to Health Physics, (McGraw-Hill Companies, Inc. 2009).

[7] Adeli R., Bagheri R., Shirmardi S.P., “Theory and simulation investigation of low-energy neutron shielding for different boron compounds”, J. Test. Eval. 45 (2017) 1570-1576.

[8] Adeli R., Shirmardi S.P., Ahmadi S.J., Mazinani S., “High energetic gamma attenuating from a neutron field using a lead free reinforced composite”, J. Nucl. Sci. Tehnol. 15 (2016) 22-29 (In Persian).

[9] Shafaei M.A., “Assessment of mass attenuation coefficient of lead nanoparticles for variety of gamma source”, J. Radiat. Nucl. Technol. 2 (2016) 38-47 (In Persian).

[10] Soleimaninia M., Ahmadi M., Zarei S., “Calculation and simulation of the designed shield for gamma industrial irradiator in Bonab”, J. Radiat. Nucl. Technol. 2 (2015) 55-62 (In Persian).

[11] Stankovic S.J., Ilic R.D., Jankovic K., Bojovic D., Longar B., “Gamma radiation absorption characteristics of concrete with components of different type materials”, Acta Phys. Pol. A 117 (2010) 812–816.

[12] Shultis J.K., Faw R.E., “An MCNP primer”, Department of Mechanical and Nuclear Engineering, Kansas State University, Manhattan, KS 66506, (2004).

[13] ANSI, American National Standards Institute, Inc., Safe Design and Use of Self-Contained, Dry Source Storage Irradiators (Category I). Health Physics Society, ANSI/HPS N43.7 (2007).