GEANT4 simulation of neutron transport and scattering in media

• Veröffentlicht in: Вопросы атомной науки и техники
• Datum: 2013
• 1. Verfasser: Deiev, O.S.
• Format: Artikel
• Sprache: English
• Veröffentlicht: Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України 2013
• Schlagworte: Ядернo-физические методы и обработка данных
• Online Zugang: https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/111842
• Назва журналу: Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
• Zitieren: GEANT4 simulation of neutron transport and scattering in media / O.S. Deiev // Вопросы атомной науки и техники. — 2013. — № 3. — С. 236-241. — Бібліогр.: 11 назв. — англ.

GEANT 4 simulation toolkit and PhysList QGSP BIC HP for simulate neutron transport and scattering was used. Primary neutron spectrum was modeled similar spectrum of ²³⁹Pu - Be(α, n) neutron source. Spectra of neutron passing through the material and scattered were obtained. Number of thermal neutrons after passing various materials were calculated. Detector-dosimeter MKS-01R was used for measurements of the experimental thermal neutron flux from ²³⁹Pu - Be(α, n) neutron source. Satisfactory agreement between calculations and experiment was obtained. Розрахунковий код GEANT4 i фiзичний лист QGSP BIC HP використовувались для моделювання транспорту i розсiяння нейтронiв. Отриманi спектри нейтронiв, що проходять через шари матерiалу i розсiяних назад. Первинний спектр нейтронiв моделюється як у джерела ²³⁹Pu−Be(α, n). Розрахованi кiлькостi теплових нейтронiв пiсля проходження рiзних матерiалiв. Для експериментального вимiрювання теплового потоку нейтронiв використаний детектор-дозиметр МКС-01Р. Згода мiж розрахунками i експериментом задовiльна. Расчетный код GEANT4 и физический лист QGSP BIC HP использовались для моделирования транспорта и рассеяния нейтронов. Получены спектры нейтронов, проходящих через слои материала и отраженных назад. Первичный спектр нейтронов моделируется как у источника ²³⁹Pu − Be(α, n). Рассчитаны количества тепловых нейтронов после прохождения различных материалов. Для экспериментального измерения теплового потока нейтронов использован детектор-дозиметр МКС-01Р. Согласие между расчетами и экспериментом удовлетворительное.