مقاله پژوهشی: شبیه‌سازی جذب نوترونی کامپوزیت پایۀ آلومینیومی حاوی ذرّات کاربید بور

نوع مقاله : مقاله پژوهشی

نویسندگان

1 دانش آموختۀ کارشناسی ارشد، گروه مهندسی متالورژی و مواد، دانشکده فنی، دانشگاه فنی مهندسی گلپایگان، گلپایگان، اصفهان، ایران

2 دانشیار، پژوهشکده رآکتور و ایمنی هسته ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، اصفهان، ایران

3 استادیار، گروه مهندسی متالورژی و مواد، دانشکده فنی، دانشگاه فنی مهندسی گلپایگان، گلپایگان، اصفهان، ایران

4 استادیار، پژوهشکده رآکتور و ایمنی هسته ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، اصفهان، ایران

چکیده

استفاده از کامپوزیت‌های زمینۀ فلزی می‌‏تواند ترکیبی از خواص مطلوب زمینۀ فلزی و همچنین خواص ویژۀ فیزیکی ذرّات جاذب نوترون مانند کاربید بور را فراهم سازد که به تنهایی ممکن است شکننده و تُرد باشند. در این پژوهش مطالعه‏‌ای روی توان تضعیف نوترونِ حفاظ‌های کامپوزیتی از نوع میکروکامپوزیت آلومینیوم/کاربید بور با درصدهای 5، 10و 20 درصد وزنی کاربید بور انجام شده است. جهت بررسی خواص جذب نوترونِ نمونه‌‏های مورد مطالعه از روش شبیه‏‌سازی کُد مونت کارلوی MCNP و چشمۀ نوترونی کانال خشک رآکتور MNSR با شار n.cm-2.s-1 105 ×13/2 در توان نامی 30 کیلووات استفاده شده است. نتایج شبیه‏‌سازی نشان می‌دهد که شار نوترون در حضور نمونه‏‌های 5، 10 و 20% کاربید بور به ترتیب n.cm-2.s-1 105 ×32/1 ، 105 ×12/1 و 105 ×07/1 پیش بینی می‏‌شود و با این افزایش درصد فاز تقویت کنندۀ کاربید بور، شار نوترون تا 50% کاهش می‏‌یابد.

کلیدواژه‌ها

موضوعات


عنوان مقاله [English]

Research Paper: Simulation of Neutron Absorption of an Aluminum-base Composite Containing Boron Carbide Particles

نویسندگان [English]

  • zahra Safaei 1
  • Mohsen Asadi Asadabad 2
  • Reza Amini Najafabadi 3
  • Javad Mokhtari 4
1 M. Sc. Graduated, Department of Metallurgy and Materials Engineering, Golpayegan, Isfahan, Iran
2 Associate Professor, Nuclear Science and Technology Research Institute, Isfahan, Iran
3 Assistant Professor, Department of Metallurgy and Materials Engineering, Golpayegan, Isfahan, Iran
4 Assistant Professor, Nuclear Science and Technology Research Institute, Isfahan, Iran
چکیده [English]

The use of metal matrix composites can provide a combination of desirable properties of metals as well as the special physical properties of neutron absorber reinforcing particles such as boron carbide, which alone may be brittle. Therefore, in the present study on neutron attenuation power of composite shielding, several Al-B4C composite samples with weight fractions of 5, 10 and 20% B4C have been used. In order to investigate the neutron absorption properties of the studied samples, the MCNP Monte Carlo code and the neutron source of the dry channel of the MNSR reactor with a flux of 2.13E+5 n.cm-2.s-1 have been used  ,which provided in nominal reactor power of 30 kW. The results show that the neutron flux in the presence of 5, 10 and 20% boron carbide samples is predicted to be 1.32E+05 n.cm-2.s-1,1.12E+05 n.cm-2.s-1 and 1.07E+05 n.cm-2.s-1, respectively. With this increase in the percentage of reinforcement phase, neutron flux is reduced down to 50%.

کلیدواژه‌ها [English]

  • Boron carbide
  • Composite shielding
  • Neutron absorption
  • Simulation
  • Nuclear protection
[1] Martin J.E., Physics for Radiation Protection, translated by Payami F., Bigdeli Z., and Nasr Isfahani M.J., 1st ed, Sana Publication, Isfahan, 2015 (In Persian).
[2] Knoll G.F. Radiation detection and measurement. 4th ed. John Wiley & Sons, New York, 2010.
[3] Dominguez C., Cocuaud N., Drouan D., Constant A., and Jacquemain D., Investigation on boron carbide oxidation for nuclear reactor safety: Experiments in highly oxidising conditions, Journal of nuclear materials, 374(3), 473-481, 2008.
[4] Jimbou R., Saidoh M., Nakamura K., Akiba M., Suzuki S., Gotoh Y., and Tsuchiya B., New composite composed of boron carbide and carbon fiber with high thermal conductivity for first wall, Journal of nuclear materials, 233, 781-786, 1996.
[5] Evans B.R., Lian J., and Ji W., Evaluation of shielding performance for newly developed composite materials, Annals of Nuclear Energy, 116, 1-9, 2018.
[6] Korkut T., Karabulut A., Budak G., Aygün B., Gencel O., and Hançerlioğullar A., Investigation of neutron shielding properties depending on number of boron atoms for colemanite, ulexite and tincal ores by experiments and FLUKA Monte Carlo simulations, Applied Radiation and Isotopes, 70 (1), 341-345, 2012.
[7] Mokhtari, J., Faghihi, F., Choopan Dastjerdi, M.H., and Khorsandi, J., Neutronic feasibility study of using a multipurpose MNSR for BNCT, NR, and NAA, Applied Radiation and Isotopes, 161, 109147, 2020.
[8] X-5 Monte Carlo Team, https://mcnp.lanl.gov April 24, 2003 (Revised 2/1/2008).
[9] Zhang P., Li Y., Wang W., Gao Z., and Wang B., The design, fabrication and properties of B4C/Al neutron absorbers, Journal of Nuclear materials, 437(1-3), 350-358, 2013.
[10] Abdullah Y., Ibrahim A.S., Daud A.R., and Yusof M.R., Neutron absorption of Al-Si-Mg-B4C composite, AIP Conference Proceedings, 1704 (1), 2016.
[11] Jiang L.T., Xu Z.G., Fei Y.K., Zhang Q., Qiao J., and Wu G.H., The design of novel neutron shielding (Gd+B4C)/6061Al composites and its properties after hot rolling, Composites Part B, 168, 183-190, 2019.