Wyniki wyszukiwania - BazTech

1

Neutron conversion coefficients of ambient dose equivalent and personal dose equivalent

Al Kanti Hassan, El Hajjaji Otman, El Bardouni Tarek, Mohammed Maged

Polish Journal of Medical Physics and Engineering

|

2022

|

Vol. 28, Iss. 1

52--59

EN

Introduction: This work aims to calculate the ambient and personal dose equivalent conversion coefficients. Material and methods: The conversion coefficients have been calculated using MC simulation. Additionally, this paper proposes a new method that depends on an analytical approach. Results: The obtained results in good agreement between MC and an analytical approach were observed. The obtained results were compared to those published in ICRU 57 report. Conclusions: We deduced that the analytical approach is as effective and suitable as the MC simulation to calculate the operational quantity conversion coefficients.

2

Wydajne źródła neutronów

Romaniuk Ryszard

Elektronika : konstrukcje, technologie, zastosowania

|

2020

|

Vol. 61, nr 12

21--26

PL

Neutron jest nukleonem, nie występującym w stanie swobodnym w warunkach otoczenia człowieka. Jest cząstką trwałą w środowisku gęstej materii jądrowej i nietrwałą w stanie swobodnym. Generacja neutronów do stanu swobodnego polega na energetycznym oswobodzeniu go z materii jądrowej. Źródłem neutronów swobodnych są izotopy promieniotwórcze oraz reakcje jądrowe rozszczepienia, fragmentacji, spallacji i fuzji. Użytkowe źródło neutronów jest złożonym urządzeniem dostarczającym wiązkę o wymaganej gęstości, energii, monochromatyczną lub o założonym składzie spektralnym do miejsca jej wykorzystania. Energetyczna sprawność całkowita takiego urządzenia jest niewielka, ale mimo to podlega optymalizacji, tym bardziej, że na tą sprawność składa się wiele czynników, poza budową samego generatora, jak rodzaj tarczy konwertera, rodzaj moderatora – termalizatora, kolimatory, zastosowane materiały, konstrukcja neutronowodów, konstrukcja komory oddziaływania, parametry impulsu neutronowego – moc, długość, częstotliwość repetycji i wiele innych. Konstruktorzy walczą o zwiększenie tej sprawności, także w celu uzyskania jak największej jakości i gęstości strumienia neutronów. Wiązki neutronowe stosuje się w biologii, medycynie (terapia borowo-neutronowa), energetyce, inżynierii materiałowej, do transmutacji, badaniach środowiskowych, w produkcji izotopów przemysłowych i medycznych (radionuklidów krótkożyjących), do obrazowania materiałów metodami rozproszeniowymi, i wiele innych. Nowoczesne, wydajne źródła neutronów są infrastrukturą bardzo kosztowną, ale bardzo potrzebną.

EN

A neutron is a nucleon that does not exist in the free state in the conditions of the human environment. It is a stable particle in the environment of dense nuclear matter and unstable in the free state. Generation of neutrons to a free state consists in energetic liberation of them from nuclear matter. The source of free neutrons are radioactive isotopes and nuclear fission, fragmentation, spallation and fusion reactions. A useful neutron source is a complex device delivering a beam of the required density, energy, monochromatic or spectral composition to the place of its use. The total energy efficiency of such a device is small, but it is still subject to optimization, the more so as this efficiency consists of many factors, apart from the construction of the generator itself, such as the type of the converter target, the type of moderator - thermalizer, collimators, materials used, the design of neutron guides, construction of interaction chambers, neutron pulse parameters - power, length, repetition frequency and many others. Designers are fighting to increase this efficiency, also in order to obtain the highest quality and density of the neutron flux. Neutron beams are used in biology, medicine (boron-neutron therapy), energy, materials engineering, transmutation, environmental research, production of industrial and medical isotopes (short-lived radionuclides), scattering imaging of materials, and many others. Modern, efficient neutron sources are a very expensive but very necessary infrastructure.

3

Badania nad terapią BNCT w Polsce i na świecie

Knake Natalia, Maciak Maciej, Maliszewska-Olejniczak Kamila, Tymińska Katarzyna, Murawski Łukasz, Madejowski Gaweł, Wójciuk Karolina, Michaś Edyta, Wojtania Grzegorz, Kuć Michał, Dróżdż Agnieszka, Gryziński Michał A.

Inżynier i Fizyk Medyczny

|

2019

|

Vol. 8, nr 4

289--295

PL

Przy Reaktorze MARIA w Narodowym Centrum Badań Jądrowych (NCBJ) powstaje stanowisko do badań nad terapią borowo-neutronową (BNCT). Terapia polega na napromienianiu nowotworu wiązką neutronów o odpowiednich parametrach po uprzednim podaniu pacjentowi związku boru, który w wyniku określonych mechanizmów gromadzi się głównie w komórkach rakowych. W wyniku reakcji 10B(n,α)7Li emitowane są cząstki jonizujące powodujące zniszczenie tylko tych komórek, w których zgromadzony jest bor [1]. Badania kliniczne prowadzone na świecie potwierdzają skuteczność metody, otwierając nowe perspektywy dla jej zastosowania w terapii konwencjonalnej.

EN

The stand for research on Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) at the MARIA Reactor at the National Centre for Nuclear Research is being created. The therapy consists of irradiation of the tumour with a neutron beam with specific parameters after prior administration of the boron compound to the patient, which accumulates mainly in cancer cells as a result of specific mechanisms. As a result of 10B(n,α)7Li reaction, ionising particles are emitted and destroy only those cells, in which boron is accumulated. Clinical trials conducted in the world show relatively high efficiency of BNCT, opening new perspectives for its use in conventional therapy.

4

60 lat geofizyki jądrowej w Krakowie – od rozwiązań analitycznych po modelowania Monte Carlo

Woźnicka U.

Prace Naukowe Instytutu Nafty i Gazu

|

2016

|

nr 209 wyd. konferencyjne

113--116

PL

W 1996 roku odbyło się z inicjatywy AGH oraz IFJ seminarium naukowe „40 lat geofizyki jądrowej w Krakowie”, prezentujące osiągnięcia krakowskich ośrodków naukowych z zakresu geofizyki poszukiwawczej. Wiodącą rolę w rozwoju tych badań pełnił Profesor Jan A. Czubek (1935–1995). Postęp badań naukowych, jaki dokonał się w ciągu kolejnych 20 lat, stymulowany był głównie rozwojem metod numerycznych do symulacji zjawisk transportu promieniowania w materii w skomplikowanych układach geometrycznych i materiałowych, oferujących rozwiązania niedostępne metodom analitycznym. W artykule pokazano przykłady zastosowania tych metod do modelowania odpowiedzi jądrowych sond otworowych dla aktualnych problemów geofizyki otworowej.

EN

On the initiative of the AGH and the IFJ, a seminar „40 years of nuclear geophysics in Krakow” took place in 1996. The achievements of Krakow’s research centers in the field of geophysical prospecting were presented. The leading role in the development of those studies has played Professor Jan A. Czubek (1935 –1995). The progress of scientific researches that has been made since then, over the last 20 years, was driven mainly by the development of computer numerical methods in the field of simulation of radiation transport in matter in complicated geometrical and material systems, offering solutions unavailable to analytical methods. The article shows examples of application of these methods to model the response of nuclear borehole probes for the current problems of well logging.

5

Fuzja : perspektywa 2050

Romaniuk R. S.

Elektronika : konstrukcje, technologie, zastosowania

|

2013

|

Vol. 54, nr 6

73-78

PL

W wyniku egzotermicznej reakcji fuzji termojądrowej jądra deuteru i trytu łączą się i powstaje jądro helu, neutron i wydzielana jest znaczna energia (kinetyczna neutronów 14 MeV). Reakcja nuklidów DT nie jest najkorzystniejsza z punktu widzenia produkcji energii, ale jest najbardziej zaawansowana techniczne. Korzystniejsze byłyby prawdopodobnie reakcje aneutronowe, Unia Europejska, poprzez swoją agendę EURATOM, opracowała mapę drogową mającą prowadzić do opanowania i wprowadzenia komercyjnej energetyki termojądrowej w perspektywie 2050. Kamieniami milowymi na tej drodze są eksperymenty tokamakowe JET, ITER oraz DEMO i eksperyment neutronowy IFMIF. Jest nadzieja, że przy zaangażowaniu rządu oraz wszystkich środowisk krajowych uczonych z dziedziny fuzji, część z tej mapy drogowej mogła by być realizowana w naszym kraju. Infrastruktura budowana dla eksperymentów fuzyjnych może być wykorzystywana także do badań materiałowych, chemicznych, biomedycznych, związanych z ochroną środowiska, energetyką, bezpieczeństwem, itp. Budowa takiej akceleratorowej infrastruktury badawczej i przemysłowej miałaby wielkie znaczenie dla rozwoju nauki i przemysłu atomistycznego w Polsce.

EN

The results of strongly exothermic reaction of thermonuclear fusion between nuclei of deuterium and tritium are: helium nuclei and neutrons, plus considerable kinetic energy of neutrons of over 14 MeV. DT nuclides synthesis reaction is probably not the most favorable one for energy production, but is the most advanced technologically. More efficient would be possibly aneutronic fusion. The EU by its EURATOM agenda prepared a Road Map for research and implementation of Fusion as a commercial method of thermonuclear energy generation in the time horizon of 2050. The milestones on this road are tokomak experiments JET, ITER and DEMO, and neutron experiment IFMIF. There is a hope, that by engagement of the national government, and all research and technical fusion communities, part of this Road Map may be realized in Poland. The infrastructure build for fusion experiments may be also used for material engineering research, chemistry, biomedical, associated with environment protection, power engineering, security, etc. Construction of such research and industrial accelerator infrastructure may have potentially a profound meaning for the development of science and technology in Poland.

6

Neutron emission parameters from the collapse of the condensed Z-pinch

Anan'ev S. S., Bakshaev Y. L., Bryzgunov V. A., Chernenko A. S., Dan'ko S. A., Kazakov E. D., Klír D., Korolev V. D., Smirnova E. A., Ustroev G. I., Vikhrev V. V.

Nukleonika

|

2012

|

Vol. 57, No. 3

333-336

EN

The parameters of neutron emission from the neck of the condensed Z-pinch, were measured at an S-300 installation (2 MA, 100 ns). Profiled loads with central parts made from microporous deuterated polyethylene (with a density of 100 mg/cm3) were used in the experiments. Neutron emission parameters were measured by the time-of-flight (TOF) method. Neutrons were registered using four flight bases with 10 scintillation detectors which were placed at two axial and two radial directions. It was found that the mean neutron energy, determined by the TOF method, turned out to be anisotropic. The average energy of neutrons emitted along the axis towards the cathode, was shifted to higher energy (2.6-2.8 MeV) and the average energy of neutrons emitted towards the anode, was shifted to lower energy (2.1-2.3 MeV) compared to the d-d reaction neutron energy 2.45 MeV. The average energy of neutrons, emitted in two opposite radial directions, was close to 2.45 MeV. The half-width of the energy distributions reconstructed for all directions was 400-500 keV. The analysis of the experimental results demonstrated that the found phenomena could be explained by a slowly decaying high energy tail in the energy distribution of colliding deuterons. The maximal neutron yield was of 6 x 109.

7

Neutron self-shielding factors for simple geometries, revisited

Lindstrom R. M., Fleming R. F.

Chemia Analityczna

|

2008

|

Vol. 53, No. 6

855-859

EN

To assure quality measurements, the algorithms used in data analysis need to be demonstra-bly correct. In practice, however, some less transparent or more complicated algorithms may be difficult to trace back to their original derivation. We point out that a commonly cited publication in neutron self-shielding is in need of correction in some details.

PL

Zapewnienie jakości pomiarowej wymaga aby algorytmy stosowane do analizy danych były w oczywisty sposób wolne od błędów. Jednakże w praktyce bywa, że trudno jest dotrzeć do pierwotnego wyprowadzenie niektórych mniej przejrzystych lub bardziej skomplikowanych algorytmów. W niniejszej pracy wskazujemy, że pewna powszechnie cytowana publikacja na temat efektu samoosłaniania neutronów wymaga poprawienia w niektórych szczegółach.

8

Numerical optimisation of the fission-converter and the filter/moderator arrangement for the Boron Neutron Capture Therapy

Tracz G., Dąbkowski L., Dworak D., Pytel K., Woźnicka U.

Nukleonika

|

2003

|

Vol. 48, nr 4

177-185

EN

The paper presents results of the numerical modelling of the fission-converter-based epithermal neutron source designed for a BNCT (Boron Neutron Capture Therapy) facility to be located at the Polish research nuclear reactor MARIA at Świerk. The unique design of the fission converter has been proposed due to a specific geometrical surrounding of the reactor. The filter/moderator arrangement has been optimised in order to moderate fission neutrons to epithermal energies and to get rid of both fast neutrons and photons from the therapeutic beam. The selected filter/moderator set-up ensures both the high epithermal neutron flux and the suitably low level of beam contamination. The elimination of photons originated in the reactor core is an exceptional advantage of the proposed design. It brings one order of magnitude lower gamma radiation dose than the permissible dose in such a type of therapeutic facility is required. The MCNP and FLUKA codes have been used for the computations.

9

Reconsideration of thermonuclear possibilities of Z-pinches

Vikhrev V. V.

Nukleonika

|

2001

|

Vol. 46, suppl. 1

9--12

EN

The paper considers the Z-pinch as the basis for future thermonuclear fusion reactors. Experiments on Z-pinches always concern small and high temperature and a high density plasma regions that arise spontaneously in the Z-pinch neck. A burn wave might be initiated in the Z-pinch column if in this small plasma region a Lawson-like condition is fulfilled.

10

System kalibracji i standaryzacji profilowań neutronowych w Geofizyce Kraków Sp. z o.o.

Drabina A., Stadtmüller M., Zorski T.

Prace Instytutu Górnictwa Naftowego i Gazownictwa

|

2000

|

nr 110 wyd. konferencyjne

283--287

EN

Presented poster concerns method of quantitative interpretation of neutron logs used by Geofizyka Kraków Ltd. Starting from the theory of the semi-empirical calibration method, its practice use and standardisation process of the neutron tools of type PKNN3 is discussed.

11

On possible formulation of problems of a Dense Plasma Focus used in material sciences

Gribkov V.

Nukleonika

|

2000

|

Vol. 45, nr 3

149-153

EN

The paper describes various possibilities at can be given by the use of dense plasma focus (DPF) device in material sciences. Main distinguishing features of such a device – availability of several different types of hard radiation and its high power flux density – determine the niche of applications of this type devices in the field. Some directions of materials investigation and treatment, which can be developed at present time, are discussed.

12

Biological efficiency of the Brookhaven Medical Research Reactor mixed neutron beam estimated from gene mutations in Tradescantia stamen hair cells assay

Cebulska-Wasilewska A., Schneider K., Capała J., Coderre J.

Nukleonika

|

2000

|

Vol. 45, nr 2

115-119

EN

The relative biological effectiveness of low energy neutrons for the induction of various abnormalities in Tradescantia stamen hair mutation (Trad-SH) assay was studied using two clones (T-4430 and T-02), heterozygous for flower color. Dose response relationships for gene mutations induced in somatic cells of Trad-SH were investigated after irradiation with a mixed neutron beam of the Brookhaven Medical Research Reactor (BMRR), currently used in a clinical trial of boron neutron capture therapy (BNCT) for glioblastoma. To establish the RBE (relative biological effectiveness) of the BMRR beam in the induction of various biological end-points in Tradescantia, irradiation with various doses of g-rays was also performed. After irradiation all plants were cultivated several days at Brookhaven National Laboratory (BNL), the transported to Poland for screening the biological end-points. Due to the post-exposure treatment, all plants showed high levels of lethal events and alteration of the cell cycle. Plants of clone 4430 were more reactive to post-treatment conditions, resulting in decreased blooming efficiency that affected the statistics. Slope coefficients estimated from the dose response curves for gene mutation frequencies allowed the evaluation of ranges for the maximal RBE values of the applied beam vs. g-rays as 6.0 and 5.4 for the cells of T-02 and T-4430, respectively. Estimated fraction of doses from neutrons and corresponding biological effects for the clones T-02 and T-4430 allowed to evaluate the RBE values for neutrons part in the beam as 32.3 and 45.4, respectively.

13

Age of Am-Be neutrons in water

Fuga P.

Nukleonika

|

1998

|

Vol. 43, nr 1

37-40

EN

An indium foil experiment based on the sandwich method was performed in order to investigate the spatial distribution of the 1.46 eV neutron flux from an Am-Be neutron source and to determine the age of Am-Be indium resonance neutrons in light water. The method allows one to make corrections for the influence of higher resonances on the main indium resonance energy (1.46 eV) and for the finite size of the source and indium foil. The obtained age of indium resonance neutrons was 64.5±1.7 cm2 and their relaxation lenght 11.7±0.3 cm.

PL

Przeprowadzono doświadczenie z folią z indu oparte na metodzie "sandwich" w celu zbadania rozkładu przestrzennego strumienia neutronów o energii 1.46 eV ze źródła Am-Be i oznaczenia wieku neutronów z tego źródła w lekkiej wodzie. Metoda pozwala wprowadzić poprawki na wpływ wyższych rezonansów na główną energię rezonansową (1.46 eV) oraz poprawki związane ze skończoną wielkością źródla i folii indowej. Uzyskany wiek neutronów rezonansowych indu wynosił 64.5±1.7 cm2, a długość ich relaksacji 11.7 ±0.3 cm.