[論文レビュー] Neutronic Analysis of a Nuclear-Chicago NH3 Neutron Howitzer

Ahmet Ilker Topuz, İskender Atilla Reyhancan|arXiv (Cornell University)|Jun 8, 2018

Nuclear Physics and Applications参考文献 16被引用数 5

ひとこと要約

本研究では、5-Ci 239Pu-Be源を用いたNuclear-Chicago NH3中性子銃の詳細な核物理的解析を、MCNP5モンテカルロシミュレーションを用いて実施した。水平照射チャネル内の中性子線束分布を特徴づけ、アクリルバーを通った熱中性子および高速中性子線束が確認され、10 cmの距離で線束が約1000倍に減少することが示された。これにより、エネルギースケールにわたる多様な中性子線束活性化分析が可能となった。

ABSTRACT

Neutron howitzers are the irradiation instruments, generally used for the chemical analysis in the research laboratories, where the neutron sources are encapsulated within a moderating medium and the target materials are irradiated at the channels inserted through the corresponding neutron sources. In this study, we employ Monte Carlo simulations by using the MCNP5 code in order to perform the neutronic analysis of a Nuclear-Chicago NH3 neutron howitzer with a 5-Ci 239Pu-Be neutron source. This neutron howitzer is a cylindrical drum that is covered by aluminum at the level of outermost layer, and the cylindrical body is installed with paraffin for the neutron moderation. The drum consists of two vertical and two horizontal irradiation channels and a vertical source channel in which the 5-Ci 239Pu-Be neutron source is located and moved upward or downward by the aid of a plexiglass rod. We focus our study on the two horizontal irradiation channels, separated by an angle of 120o, which are installed with a cylindrical plexiglass bar. We construct our geometry by respecting the dimensional properties of the NH3 howitzer components and we define a biased cylindrical source of 1.02 in.x 4.425 in. by taking into account the neutron energy spectrum and source strength of the 5-Ci 239Pu-Be neutron source. We determine the neutron flux within the plexiglass bar for various energy bins in the energy range between 0 and 10.5 MeV, and also, we investigate the axial variation of the neutron flux along the plexiglass region in the horizontal irradiation channels. Our simulation results show that a significant number of thermal neutrons as well as a non-negligible population of fast neutrons propagate through the plexiglass bar, thereby demonstrating the opportunity to product from a wide range of energy spectrum for the neutron activation analysis.

研究の動機と目的

• 中性子活性化分析への応用を目的として、Nuclear-Chicago NH3中性子銃の水平照射チャネル内の中性子線束分布を評価すること。
• 水平ビームポート内のアクリルバーに沿った中性子線束の軸方向変化を調査すること。
• 照射領域における熱中性子、準熱中性子、高速中性子の寄与を定量すること。
• ビームチャネル内のアクリル素材による中性子線束の減衰特性を評価すること。
• ラボスケールの活性化応用を想定した、詳細なシミュレーションベースの中性子銃の核物理的特徴づけを提供すること。

提案手法

• NH3中性子銃の幾何構造を3次元で正確に再現したMCNP5モンテカルロコードを用いて、全部品の寸法を反映した核物理的シミュレーションを実施した。
• 5-Ci 239Pu-Be源のエネルギースペクトルと強度を再現する、偏りを加えた円筒形中性子源（1.02 in. × 4.425 in.）を構築した。
• 中性子追跡効率を向上させるために、臨界領域（源チャネル、パラフィン中性子減速材、水平チャネル）で幾何的分割とロシアルーレット法を用いた。
• 水平照射チャネルの軸方向に点検出器を配置し、複数のエネルギー領域（0–10.5 MeV）における線束を記録した。
• 合計線束、未散乱線束、散乱済線束を別々に計算し、熱中性子、準熱中性子、高速中性子のエネルギー群に分けて評価した。
• パラフィン、アクリル、アルミなど材料の正確な組成データを、PNNLのコンプリメンタリー・データベースを用いてシミュレーションに組み込んだ。

実験結果

リサーチクエスチョン

• RQ1 NH3中性子銃の水平照射チャネル内、特にアクリルバー内における中性子線束の軸方向分布はどのように変化するか？
• RQ2 水平ビームポートの照射領域において、熱中性子、準熱中性子、高速中性子の線束はどのように比較されるか？
• RQ3 アクリルバーは中性子線束をどの程度減衰させるか？ これは、活性化分析に適した中性子スペクトルにどのような影響を与えるか？
• RQ4 照射領域における未散乱中性子と散乱済中性子の相対的寄与はどの程度か？
• RQ5 NH3中性子銭は広いエネルギースペクトルの利用可能な線束を提供できるか？ これにより、多エネルギー中性子活性化分析が可能となるか？

主な発見

• 水平照射チャネルでは、10 cmの軸方向距離にわたり、相対的に一定の熱中性子線束が観測された。
• アクリルバー内を通過しても、無視できない量の高速中性子が存在しており、高速中性子活性化分析の可能性を示している。
• 高速中性子線束は急激に減少し、アクリルバーの最初の数センチメートルで3桁以上も低下した。
• アクリルバーは初期の線束を約1000倍に減衰させ、効果的な遮蔽および線束減速を示した。
• 軸方向の線束プロファイルは、安定した熱中性子線束領域を示しており、ラボスケールの活性化実験における一貫した照射条件を支持している。
• シミュレーションにより、ビームポート内に広いエネルギースペクトルが存在することを確認したため、NH3中性子銭は多エネルギー中性子活性化分析に実用可能であると判明した。