Singh, Vishwanath P.;Tekin, Huseyin O.;Badiger, Nagappa M.;Manici, Tubga;Altunsoy, Elif E.
Journal of Radiation Protection and Research
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v.43
no.1
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pp.20-28
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2018
Background: Heat energy produced in nuclear reactors and nuclear fuel cycle facilities interactions modifies the physical properties of the shielding materials containing water content. Therefore, in the present paper, effect of the heat on shielding effectiveness of the concretes is investigated for gamma and neutron. The mass attenuation coefficients, effective atomic numbers, fast neutron removal cross-section and exposure buildup factors. Materials and Methods: The mass attenuation coefficients, effective atomic numbers, fast neutron removal cross-section and exposure buildup factors of ordinary and heavy concretes were investigated using NIST data of XCOM program and Geometric Progression method. Results and Discussion: The improvement in shielding effectiveness for photon and reduction in fast neutron for ordinary concrete was observed. The change in the neutron shielding effectiveness was insignificant. Conclusion: The present investigation on interaction of gamma and neutron radiation would be very useful for assessment of shielding efficiency of the concrete used in high temperature applications such as reactors.
Stainless steel is used commonly in nuclear applications for shielding radiation, so in this study, three different types of new stainless steel samples were designed and developed. New stainless steel compound ratios were determined by using Monte Carlo Simulation program Geant 4 code. In the sample production, iron (Fe), nickel (Ni), chromium (Cr), silicium (Si), sulphur (S), carbon (C), molybdenum (Mo), manganese (Mn), wolfram (W), rhenium (Re), titanium (Ti) and vanadium (V), powder materials were used with powder metallurgy method. Total macroscopic cross sections, mean free path and transmission number were calculated for the fast neutron radiation shielding by using (Geant 4) code. In addition to neutron shielding, the gamma absorption parameters such as mass attenuation coefficients (MACs) and half value layer (HVL) were calculated using Win-XCOM software. Sulfuric acid abrasion and compressive strength tests were carried out and all samples showed good resistance to acid wear and pressure force. The neutron equivalent dose was measured using an average 4.5 MeV energy fast neutron source. Results were compared to 316LN type stainless steel, which commonly used in shielding radiation. New stainless steel samples were found to absorb neutron better than 316LN stainless steel at both low and high temperatures.
For the first time Pb, Ni, and Cu nanocomposites were synthesized by versatile solution combustion synthesis using Aloevera extract as a reducing agent, to study the potential applications in X-ray/gamma, neutron, and Bremsstrahlung shielding. The synthesized Lead-Nickel-Copper (LNC) nanocomposites were characterized by PXRD, SEM, UV-VIS, and FTIR for the confirmation of successful synthesis. PXRD analysis confirmed the formation of multiphase LNC NCs and the Scherrer equation and the W-H plot gave the average crystal sizes of 19 nm and 17 nm. Surface morphology using SEM and EDX confirmed the presence of LNC NCs. Strong absorption peaks were analyzed by UV visible spectroscopy and the direct energy gap is found to be 3.083 eV. Functional groups present in the LNC NCs were analyzed by FTIR spectroscopy. X-ray/gamma radiation shielding properties were measured using NaI(Tl) detector coupled with MCA. It is found to be very close to Pb. Neutron shielding parameters were compared with traditional shielding materials and found LNC NCs are better than lead and concrete. Secondary radiation shielding known as Bremsstrahlung shielding characteristics also studied and found that LNC NCs are best in secondary radiation shielding. Hence LNC NCs find shielding applications in ionizing radiation such as X-ray/gamma and neutron radiation.
The present work was aimed to show the possibility of using hydrogel (acrylic/boric acid) for evaluation of the neutron radiation shielding. The influence of acrylic acid concentration, different gamma doses and relative contents of boric acid were studied. The physical properties and the thermomechanical stability of the studied samples were investigated. The shielding property of the composite for neutron was tested by Pu-Be neutron source (5 Ci) under room temperature. The neutron fluence rates and gamma fluxes were measured using a stilbene organic scintillator. The macroscopic effective removal cross-section ΣR (cm-1) of fast neutrons and total attenuation coefficient μ (cm-1) of gamma rays has been studied experimentally. The transmission parameters, the relaxation length (??) and the half-value layer (HVL) were obtained. The obtained results indicated that the addition of boric acid to acrylic acid tends to increase the macroscopic effective removal cross-section ΣR (cm-1) to 0.141 compared to 0.094 of ordinary concrete.
Boyu Wang;Xiaolin Guo;Lin Yuan;Qinglong Fang;Xiaojuan Wang;Tianyi Qiu;Caifeng Lai;Qi Wang;Yang Liu
Nuclear Engineering and Technology
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v.55
no.5
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pp.1763-1774
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2023
In this study, a series of flexible neutron/gamma shielding composites are fabricated through the doping of Gd2O3 into the matrix of SEBS with (MGd2O3: MSEBS) % from 5% to 100%. Neutron transmittance test shows an exponential attenuation with the increase of areal density of Gd, in which the transmittance T ranges from 59.1440% to 35.3026%, with standard deviation less than 2.2743%, mass attenuation coefficient 𝜇m from 0.3194 cm2/g to 0.4999 cm2/g, and half value layer-HVL value from 2.4530 mm to 1.1313 mm. Shielding efficiency of the Gd2O3/SEBS composites is basically improved in comparison with that of B4C/SEBS. The transmittance T, mass/linear attenuation coefficient 𝜇m and 𝜇, HVL and effective atomic number Zeff for the shielding of γ rays (39 keV, 59 keV and 122 keV) are measured and calculated with XCOM as well as MCX programs. Finally, plots of the three dimensional relationships between transmittance, doping amount and thickness are provided to the guidance for engineering shielding design. In summary, the Gd2O3/SEBS composite is proved to be an effective flexible neutron/low energy γ rays shielding material, which could be of potential applications in the field of nuclear technology and nuclear engineering.
In this study, investment casting shell waste successfully utilized to produce cordierite/mullite/zircon composites. Green pellets, consisting of investment casting shell waste, alumina, and magnesia, were prepared and sintered at temperatures between 1250 and 1350 ℃. The influence of the sintering temperature on the crystalline phase composition, densification behavior, flexural strength, microstructure, and radiation shielding properties of the cordierite/mullite/zircon composites is investigated. Phase analysis showed that characteristic cordierite peaks appear at 1250 ℃, but the complete conversation of silica from investment casting shell waste into cordierite requires a sintering temperature of at least 1300 ℃. Notably, the cordierite/mullite/zircon composite sintered at 1350 ℃ exhibited a sixfold increase in flexural strength compared to the ceramic composite directly fabricated from investment casting shell waste at the same sintering temperature. Furthermore, the effect of Y2O3 addition on composites' radiation shielding properties is investigated. The results show that the Y2O3 addition improves densification behavior, enhancing the shielding capabilities of the composites against fast neutron and gamma radiation. Our findings suggest that the developed ceramic composites show significant potential for gamma-ray and neutron shielding applications.
Neutron and gamma-ray shielding properties of Inconel 718 reinforced B4C (0-25 wt%) were investigated using PSD software. Mean free path (MFP), linear and mass attenuation coefficients (LAC,MAC), tenth-value and half-value layers (TVL,HVL), effective atomic number (Zeff), exposure buildup factors (EBF), and fast neutron removal cross-sections (FNRC) values were calculated for 0.015-15 MeV. It was found that MAC and LAC increased with the decrease in the content of B4C compound by weight in Inconel 718. The EBFs were computed using G-P fitting method for 0.015-15 MeV up to the penetration depth of 40 mfp. HVL, TVL, and FNRC values were found to range between 0.018 cm and 3.6 cm, between 2.46 cm and 12.087 cm, and between 0.159 cm-1 and 0.194 cm-1, respectively. While Inconel 718 provides the maximum photon shielding property since it offered the highest values of MAC and Zeff and the lowest value of HVL, Inconel 718 with B4C(25 wt%) was observed to provide the best shielding material for neutron since it offered the highest FNRC value. The study is original in terms of several aspects; moreover, the results of the study may be used in nuclear technology, as well as other technologies including nano and space technologies.
Hramco, C.;Turlybekuly, K.;Borzakov, S.B.;Gundorin, N.A.;Lychagin, E.V.;Nehaev, G.V.;Muzychka, A. Yu;Strelkov, A.V.;Teymurov, E.
Nuclear Engineering and Technology
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v.54
no.8
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pp.2999-3005
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2022
The new experimental setup has been built at the 11b channel of the IBR-2 research reactor at FLNP, JINR, to study the elemental composition of samples by registration of prompt gamma emission during thermal neutron capture. The setup consists of a curved mirror neutron guide and a radiation-resistant HPGe high-purity germanium detector. The detector is surrounded by lead shielding to suppress the natural background gamma level. The sample is placed in a vacuum channel and surrounded by a LiF shield to suppress the gamma background generated by scattered neutrons. This work presents characteristics of the experimental setup. An example of hydrogen concentration determining in a diamond powder made by detonation synthesis is given and on its basis, the sensitivity of the setup is calculated being ~4 ㎍.
Argonne National Laboratory of the United States and Kharkov Institute of Physics and Technology (KIPT) of Ukraine have cooperated on the development, design, and construction of a neutron source facility. The facility was constructed at Kharkov, Ukraine, and its commissioning process is underway. The facility will be used for researches, producing medical isotopes, and training young nuclear specialists. The neutron source facility is designed with a provision to include a cryogenically cooled moderator system-a cold neutron source (CNS). This CNS provides low-energy neutrons, which will be used in the scattering experiment and material structures analysis. Cold neutron guides, coated with reflective material for the low-energy neutrons, will be used to transport the cold neutrons to the experimental site. The cold neutron guides would keep the cold neutrons within certain energy and angular space concentrated inside, while most of the gamma rays and high-energy neutrons are not affected by the cold neutron guides. For the KIPT design, the cold neutron guides need to extend several meters outside the main shield of the facility, and curved guides will also be used to remove the gamma and high-energy neutron. The neutron guides should be installed inside a shield structure to ensure an acceptable biological dose in the facility hall. Heavy concrete is the selected shielding material because of its acceptable performance and cost. Shield design analysis was carried out for the CNS guide hall. MCNPX was used as the major computation tool for the design analysis, with neutron and gamma dose calculated separately. Weight windows variance reduction technique was also used in the shield design. The goal of the shield design is to keep the total radiation dose below the $5.0{\mu}Sv/hr$ guideline outside the shield boundary. After a series of iterative MCNPX calculations, the shield configuration and parameters of CNS guide hall were determined and presented in this article.
The MCNP 4.2 code was used to calculate the thermal neutron flux distributions for $(n,\;{\gamma})$reaction in mainshell, annular plate, and subshell of the calandria of a CANDU 6 plant during operation. The thermal neutron flux distributions in calandria mainshell, annular plate, and subshell were in the range of $10^{11}{\sim}10^{13}\;neutrons/cm^2-sec$ which is somewhat higher than the previous estimates calculated by DOT 4.2 code. As an application to shielding analysis, photon dose rates outside the side and bottom shields were calculated. The resulting dose rates at the reactor accessible areas were below design target, $6 {\mu}Sv/h$. The methodology used in this study to evaluate the thermal neutron flux distribution for $(n,\;{\gamma})reaction$ can be applied to radiation shielding analysis of CANDU 6 type plants.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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