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【24h】

CALCULATION AND VALIDATION OF THE RESPONSE MATRIX FOR A NEUTRON MULTISPHERE SPECTROMETER WITH AN INDIUM CENTRAL DETECTOR

机译：带有中心中央探测器的中子多球光谱仪响应矩阵的计算和验证

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摘要

Expansion of accelerator technologies into different application areas brings the need for neutron-field measurements in their vicinity. The measurements of neutron energy spectra and neutron dose rates can be done with the aid of neutron multisphere spectrometers with passive neutron detectors. In addition to the usually used thermoluminescent detectors and gold activation foils, another activation material-indium-can be considered. This paper presents a design of such an indium-based neutron multisphere spectrometer. Its response matrix was calculated with Monte Carlo code MCNP5 in the energy interval from 0.001 eV to about 20 MeV. The response matrix was validated with an Am-Be standard neutron source. MAXED code was used for neutron energy spectra unfolding. The values of the neutron fluence rate and neutron ambient dose equivalent rate in a reference point were calculated. The properties and advantages of indium for use in neutron multisphere spectrometry are discussed.
机译：加速器技术的扩展进入不同的应用领域，因此需要在其附近进行中子场测量。中子能谱和中子剂量率的测量可以借助于带有无源中子探测器的中子多球谱仪来完成。除了通常使用的热致发光探测器和金活化箔之外，还可以考虑使用另一种活化材料铟。本文介绍了这种基于铟的中子多球光谱仪的设计。它的响应矩阵是使用Monte Carlo代码MCNP5在0.001 eV到大约20 MeV的能量间隔内计算的。用Am-Be标准中子源验证了响应矩阵。 MAXED代码用于中子能谱展开。计算参考点的中子注量率和中子环境剂量当量率的值。讨论了用于中子多球光谱法的铟的性质和优点。

著录项

  • 来源
    《Radiation Protection Dosimetry》 |2018年第1期|1-8|共8页
  • 作者

    Vlk P.; Pavlovic M.;

  • 作者单位

    BIONT Inc, Bratislava Ion Technol, Karloveska 63, SK-84229 Bratislava, Slovakia;

    Slovak Univ Technol Bratislava, Fac Elect Engn & Informat Technol, Inst Nucl & Phys Engn, Ilkovicova 3, SK-81219 Bratislava, Slovakia;

  • 收录信息 美国《科学引文索引》(SCI);美国《化学文摘》(CA);
  • 原文格式 PDF
  • 正文语种 eng
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