Simulation of beam collimator for neutron radiography using Monte Carlo method
Abstract
Abstract
One of the major component in neutron radiography is a collimator that is used to collimate the neutron in parallel beam with less gamma ray contamination and high thermal neutron flux. The collimator consists of seven components and the interest component is an aperture as it is used to prevent the thermal neutron from entering the beam except through the center hole. In this study, the collimator design was taken from radial beam port at NR facilities at ANM with the collimation ratio is 46.4. In order to increase the collimation ratio, optimization of the aperture component has been done on four different material and 1-5 cm diameter parameters. The optimization of apertures shows that the cadmium with 1 cm diameter yields the thermal neutron flux at the collimator inlet and outlet with 1.78 x10 3 n cm -2 s -1 and 5.90 x10 2 n cm -2 s -1 while the gamma ray contamination was 10.7 μSv hr-1. The optimization succeed to produce high L/D ratio however the thermal flux was low and the gamma contamination was higher than original design but satisfied the ICRP 74 condition for radiation worker.
Abstrak
Kolimator merupakan salah satu komponen yang memainkan peranan yang penting dalam radiografi neutron dimana ia digunakan untuk menghasilkan pancaran neutron yang kurang kontaminasi sinar gamma dan fluence neutron yang tinggi. Kolimator mengandungi tujuh komponen dan aperture merupakan komponen yang digunapakai untuk menghalang thermal neutron daripada memasuki pancaran neutron kecuali melalui lubang tengah di aperture komponen tersebut. Kajian ini mengunakan reka bentuk kolimator yang digunapakai di radial beamport dengan L/D iaitu 46.4 di kemudahan NR di ANM. Nisbah L/D boleh ditingkatkan dengan pengoptimuman aperture dimana empat jenis bahan yang berbeza dan 1-5 cm diameter untuk aperture telah dimanipulasikan. Selepas pengoptimuman, cadmium dengan diameter bernilai 1 cm menunjukkan flux yang memasuki aperture ialah 1.78 x10 3 n cm -2 s -1 dan flux yang keluar ialah 5.90 x10 2 n cm -2 s -1 bersama dengan sinar gamma 10.7 μSv hr-1. Pengoptimuman berjaya meningkatkan L/D ratio tetapi flux yang terhasil adalah lebih rendah dan tinggi sinar gamma jika dibandingkan dengan reka bentuk asal tetapi memadai dengan syarat yang telah ditetapkan oleh ICRP 74 untuk pekerja sinaran. Tujuan utama kerja ini adalah untuk menganalisis neutron perlahan yang termasuk neutron epitermal dan termal dan juga analisis di neutron cepat. Hasil dari kerja ini menunjukkan bahawa keputusan perbandingan antara neutron perlahan dan cepat. Penilaian keselamatan di reaktor TRIGA PUSPATI (RTP) ialah salah satu objektif utama kerja dan terdapat satu perbincangan terperinci yang membantu. dalam. menyempurnakan tugas. Sinar Gama dihasilkan dalam eksperimen ini tinggi dan dalam eksperimen dan perlu disedari bahawa yang perlindungan memainkan peranan pending dalam kejayaan itu eksperimen ini yang mencegah semua radiasi. Dari keputusan eksperimen ini penting disedari bahawa sinar gama ini tak sesuai untuk aplikasi sebagai Boron Neutron Capture Therapy. Bagaimanapun, radiasi ini sesuai untuk aplikasi sebagai Neutron Radiography. Kajian di kerja ini akan membantu dalam kajian aplikasi-aplikasi nuklear seperti BNCT, NR, SANS dan lain-lain. Aplikasi ini menggunakan dalam bidang-bidang perubatan dan nuklear. Alat elektronik digunakan dalam eksperimen mengesan neutron ialah Neutron Spectrometer. Keputusan dari Neutron Spectrometer and TLDs serupa yang mana menunjukkan bahawa eksperimen ialah satu. kejayaan. Keputusan berangka dibandingkan dengan itu. didapati di kesusasteraan untuk pengesahan.
