PL
 |
EN
Preferencje help
Polish version English version Język
Widoczny [Schowaj] Abstrakt
Liczba wyników
Powiadomienia systemowe
  • Sesja wygasła!
  • Sesja wygasła!

Znaleziono wyników: 9

Liczba wyników na stronie
first rewind previous Strona / 1 next fast forward last
Wyniki wyszukiwania
Wyszukiwano:
w słowach kluczowych:  thermal neutrons
help Sortuj według:

help Ogranicz wyniki do:
first rewind previous Strona / 1 next fast forward last
1
Content available remote Nowej generacji beton osłonowy przed promieniowaniem jonizującym
Piotrowski T.
Materiały Budowlane
|
2015
|
nr 9
38--41
PL
W artykule przedstawiono wyniki pierwszego etapu badań dotyczących właściwości osłonowych betonów przed promieniowaniem jonizującym, które obejmowały pomiary liczby neutronów termicznych w kanale bloku parafinowego. Dwa specjalnie zaprojektowane układy pomiarowe pozwoliły na przeprowadzenie oznaczeń przy wyizolowanej ze źródła Pu-Be wiązki neutronów prędkich i termicznych. Zliczoną przez detektor helowy liczbę neutronów termicznych analizowano w odniesieniu do tła (liczby neutronów w pustym kanale). Badaniom poddano betony referencyjne (zwykły z kruszywem żwirowym i ciężki z kruszywem magnetytowym) oraz betony modyfikowane polimerem i tlenkiem gadolinu. Wyniki potwierdziły dużą skuteczność gadolinu w absorpcji neutronów termicznych, wpływ polimeru był korzystny jedynie w przypadku betonu zwykłego, natomiast dla betonu ciężkiego wynik był niezgodny z założeniami teoretycznymi. Dalsze badania w celu wyjaśnienia tej anomalii są konieczne.
EN
In this study there are presented first stage results of research on ionizing radiation shielding properties of concrete. They were based on measures of the number of thermal neutrons in the channel located a paraffin block. Two specially designed measuring set-ups allowed to perform measurement under fast neutron beam and thermal neutron beam isolated from the source of Pu-Be. The number of thermal neutron counted by a helium detector were analyzed in relation to the background (the number of neutrons in an empty channel). The study involved reference concretes (normal-weight concrete with gravel and heavy-weight concrete with magnetite aggregate) and concrete modified with polymer and gadolinium oxide. The results confirmed the effectiveness of gadoliniumin the absorption of thermal neutrons, while the impact of the polymer was positive only in the case of ordinary concrete whereas the heavy concrete result was inconsistent with the theoretical assumptions. Further research in order to explain this anomaly are necessary.
2
Thermal Neutron Signal Analysis of SiC Sensors with the 10 BNeutron Converter Layer
Królikowski I., Gajda P.
Logistyka
|
2014
|
nr 4
4543--4549, CD6
EN
Analysis of the signal formation in SiC sensors including the 10B neutron converter layer is presented. The response of the sensor collected under thermal neutrons during experiment performed in research react BR1 is shown. The experimental response was correctly reproduced by author’s code. Computer simulation allows for detailed analysis of the signal formation in the sensor. Signal coming from the neutron converter was separated and sources of peaks observed in the response are identified.
PL
Analiza tworzenia sygnału w SiC detektorze zawierającym konwerter neutronów bazujący na 10B została zaprezentowana. Pokazano sygnał zebrany przez sensor pod wpływem neutronów termicznych, eksperyment został przeprowadzonym w reaktorze badawczym BR1. Eksperymentalny sygnał został poprawnie odwzorowany przez narzędzie komputerowe stworzone przez autorów. Symulacje komputerowe pozwoliły na szczegółowa analizę tworzenia sygnału, co pozwoliło na odseparowanie sygnału pochodzą cego od konwertera neutronów. Dodatkowo zidentyfikowano źródła piki występujące w odpowiedzi detektora.
3
Żużel z pieca elektrycznego huty miedzi głogów jako materiał do konstrukcji osłon przed promieniowaniem jonizującym
Gambal P., Adrich P., Starowicz A., Kosiński K., Milczarek J.J., Matijczak P., Wronka S., Wysocka-Rabin A.
Rudy i Metale Nieżelazne
|
2012
|
R. 57, nr 7
447-454
PL
W artykule określono mikrostrukturę i właściwości blach ze stopów ołowiu PbSblSnO,2AsO,3Se i PbCaO,lAISnO,5Ag. Blacha ze stopu antymonowego posiada praktycznie dwufazową budowę. W przybliżeniu jednofazową strukturę ma natomiast drugi stop - wapniowy. Blachy są częściowo zrekrystalizowane. Taśmy z obydwu stopów posiadają zbliżone własności mechaniczne i technologiczne. Korzystniejsze zestawienie tych własności wydaje się mieć taśma ze stopu wapniowego. Taka charakterystyka dwóch odmiennych stopów sprzyja hybrydowej budowie akumulatorów. Badane stopy poddano testowi odporności na utlenienie w wysokiej temperaturze 550 [stopni]C podczas długotrwałej ekspozycji, bez zabezpieczenia lustra kąpieli oraz z zastosowaniem topnika. Stopień utlenienia stopu wapniowego jest wielokrotnie większy od stopu antymonowego. Ochronne działanie topnika na kąpiel powoduje znaczne zmniejszenie stopnia utlenienia każdego badanego stopu (od 10 do ponad 20 razy w zależności od czasu ekspozycji). Ustalono dominujący wpływ dodatków stopowych na stopień utlenienia danej kąpieli stopowej i tym samym ogólny uzysk ołowiu w procesie wytwarzania akumulatorów.
EN
In this work attenuation of ionizing radiation by samples of waste slag from electric furnace of the GtOGOW Copper Smelter was measured. Three types of radiation were used in the study: 6 MV X-rays generated by a linear electron accelerator, thermal neutrons and y radiation from nuclear reactor. The objective of the study was to assess the potential of the waste slag as a material for construction of shields against ionizing radiation. For the 6 MV X-rays the waste slag was found to attenuate the radiation slightly better than barite concrete and substantially better than regular concrete. The waste slag attenuates reactor gamma radiation (of effective energy close to 0.9 MeV) a little bit better than lead. In terms of attenuation of thermal neutrons the waste slag is about 2.5 times less efficient than cadmium and 4.6 times more efficient than lead. The results can be understood in view of metal and calcium rich composition of the slag (i.e., 8.7% Fe, 0.7% Pb, 0.66 % Cu, 20.7 % CaO) and its relatively high density (p = 3.289 g/cm3). The measured attenuations combined with mechanical durability of the material and economical considerations suggest that the waste slag of GtOGOW Copper Smelter has a very high potential of application as a construction material for shields against ionizing radiation.
4
Content available Peculiarities of neutron interaction with boron containing semiconductors
Didyk A. Y., Hofman A., Szteke W., Hajewska E., Vlasukova L. A.
Nukleonika
|
2009
|
Vol. 54, No. 3
163-168
EN
Abstract. The results of point defect creation calculation in B4C, BN and BP semiconductor single crystals irradiated in the fast neutron reactor IBR-2 are presented. It has been shown that during the thermal neutron interaction with light isotope boron atoms (10B) the damage creation by means of fission nuclear reaction fragments (alfa-particles and 7Li recoil nuclei) exceeds the damage created by fast neutrons (En greater than 0.1 MeV) by more than two orders of value. It has been concluded that such irradiation can create a well developed radiation defect structure in boron-containing crystals with nearly homogeneous vacancy depth distribution. This may be used in technological applications for more effective diffusion of impurities implanted at low energies or deposited onto the semiconductor surface. The developed homogeneous vacancy structure is very suitable for the radiation enhanced diffusion of electrically charged or neutral impurities from the surface into the technological depth of semiconductor devices under post irradiation treatment.
5
Content available Thermal and epithermal neutrons in the vicinity of the Primus Siemens biomedical accelerator
Konefał A., Dybek M., Zipper W., Łobodziec W., Szczucka K.
Nukleonika
|
2005
|
Vol. 50, nr 2
73-81
EN
In this paper, the thermal and epithermal neutron fluence distributions in the vicinity of the Primus Siemens accelerator are presented. The measurements were carried out by the use of the neutron activation method for 15 MV X-rays and electron beams of 18 MeV and 21 MeV. From the radiation safety point of view for the hospital personnel, it is important to know the thermal and epithermal neutron fluence distribution in the vicinity of the accelerator because the neutrons interacting with atoms of a medium by various processes induce the activity of objects (accelerator, other apparatus etc.) and walls in the treatment room. The thermal and epithermal neutron capture, particularly, in high atomic number materials of the accelerator head can be a significant source of gamma radiation and it has to be taken into account for estimation of the work safety of the personnel. Values of the neutron fluence were normalized to the maximum photon (or electron) dose Dmax,gamma (e) measured at the central axis of therapeutic X-ray (or electron) beam in a water phantom. The thermal neutron fluences measured during the 15 MV X-ray emission varied between 1.1 × 10 5 n ź cm 2ź Gy -1 and 4.4 × 10 5 n ź cm -2ź Gy 1 whereas the epithermal neutron fluences ranged from 0.2 × 10 5 n ź cm 2ź Gy- 1 to 1.8 × 105 n ź cm -2ź Gy -1. In the case of electron beams, the neutron fluence measurements were performed only at the isocentre. The obtained thermal and epithermal neutron fluences were 1.2 × 10 4 n ź cm -2ź Gy -1 and 0.6 × 10 4 n ź cm -2ź Gy -1, respectively, for the 18 MeV electrons. In the the case of the 21 MeV electron beams the thermal neutron fluence was -2.0 × 10 4 n ź cm -2ź Gy -1 whereas the epithermal neutron fluence was 0.8 × 10 4 n ź cm -2ź Gy-1.
6
Wpływ komponentów polimerowych na całkowity przekrój czynny absorpcji neutronów termicznych płuczek odwiertowych
Gabańska B., Krynicka E., Woźnicka U.
Prace Instytutu Górnictwa Naftowego i Gazownictwa
|
2002
|
nr 116 wyd. konferencyjne
245--249
PL
W praktyce geofizycznej przekrój czynny absorpcji neutronów termicznych Xa dla płuczki wiertniczej przyjmuje się jako odpowiadający stężeniu wodnego roztworu NaCl o gęstości rzeczywistej płuczki. Płuczki przemysłowe przygotowywane na bazie wodnych roztworów solanek są wzbogacane o dodatkowe substancje. W pracy przedstawiono wyniki pomiarów własności absorpcyjnych dla szeregu komponentów płuczek przemysłowych. Na podstawie tych pomiarów można wytypować te komponenty, które mogą powodować znaczące zmiany całkowitej wartości Sigmaa płuczki w stosunku do wartości tego parametru dla czystego roztworu solanki.
EN
Thermal neutron absorption properties of ingredients of borehole industry brines have been discussed. The thermal neutron absorption cross section for 12 different components have been experimentally estimated. For two of them (Polofix and Ferrohem) the absorption cross section have been measured by Czubek's method. The absorption cross section of Polofix significantly differ from the value for the chemical substance ([C6H702(0H)3 DS (OCH2COONa)DS] which is its main component.
7
Projekt ideowy stanowiska do pomiaru makroskopowego przekroju czynnego absorpcji neutronów termicznych dla cieczy
Drabina A., Tracz G., Woźnicka U.
Prace Instytutu Górnictwa Naftowego i Gazownictwa
|
2002
|
nr 116 wyd. konferencyjne
251--254
PL
Artykuł dotyczy projektu i symulacji komputerowej stanowiska do szacowania przekroju czynnego absorpcji lub stężenia NaCl (lub KCl) w płuczkach wiertniczych. Na podstawie analizy różnych wariantów stanowiska metodami Monte Carlo zaproponowano geometrię, która powinna zapewniać optymalne warunki pomiaru zasolenia płuczki wiertniczej. Autorzy starali się, aby stanowisko pomiarowe cechowało się prostotą wykonania i obsługi. Ze względu na stosunkowo małą dokładność zastosowanej metody pomiaru może być ono używane do wstępnego szacowania przekrojów czynnych neutronów w płuczkach wiertniczych.
EN
The paper concerns the idea and computer simulation of the facility for absorption cross-section and NaCl (or KCl) concentration estimation in borehole fluid. On the basis of Monte Carlo analysis of various facility variants the geometry was proposed, which was expected to ensure the optimal abilities to measure borehole fluid salinity. The authors sought for the simple to arrange and use facility. Due to relatively poor accuracy of the measurement method the facility can be used to rough estimation of borehole field cross-section.
8
Rola absorpcji neutronów termicznych w zagadnieniach geofizycznych i geologicznych
Woźnicka U.
Prace Instytutu Górnictwa Naftowego i Gazownictwa
|
2000
|
nr 110 wyd. konferencyjne
277--282
EN
Thermal neutron absorption cross sections of rock and of all other borehole compounds have to be known for the quantitative interpretation of neutron porosity logs. The high neutron absorption of clay minerals can be correlated with the presence of highly absorbing impurities like boron or rare earths. An estimation of concentrations of these absorbers in clays can be deduced from the measurement of the absorption cross section. The problem of a heterogeneity of materials observed as centres of highly absorbing grains is pointed. In such heterogeneous material the absorption cross section can differ significantly from the value for the homogeneous medium built from the same components.
9
Przykłady zastosowania otworowych profilowań neutronowych z rejestracją neutronów termicznych i nadtermicznych do wyznaczania stref o podwyższonym przekroju czynnym absorpcji neutronów
Zorski T., Massalski T., Drabina A.
Prace Instytutu Górnictwa Naftowego i Gazownictwa
|
2000
|
nr 110 wyd. konferencyjne
271--276
EN
Possibility of determination the neutron absorption cross-section in borehole, using the simple comparison of thermal and epithermal neutron tool responses is discussed. Field examples from two different formations in Poland are presented.
first rewind previous Strona / 1 next fast forward last
JavaScript jest wyłączony w Twojej przeglądarce internetowej. Włącz go, a następnie odśwież stronę, aby móc w pełni z niej korzystać.