14.8 MeV NEUTRON REMOVAL CROSS SECTION CALCULATIONS USING THE MONTE CARLO METHOD

Abdurazak M. El-Megrab and Manal N. El-Aalem



Department of Nuclear Engineering, Faculty of Engineering, University of Tripoli

E-mail: megrab_am@yahoo.com

الملخص



تضمنت هذه الورقة دراسة عمليات التوهين التى تحدث للنيوترونات السريعة بطاقة 14.8م.أ.ف (MeV). و كما هو معروف بإن عمليات التوهين يمكن تمثيلها بعلاقات أسيّة تعتمد على المقاطع المستعرضة (R∑) والتي تختلف باختلاف نوع المادة التى تمر بها هذه النيوترونات. باستخدام تقنية مونتى- كارلو تم حساب هذه المقاطع لكل من الجرافيت والألومنيوم وشمع البرافين والفولاذ والرصاص ومن تم مقارنة النتائج المتحصل عليها بنتائج معملية [1] والتى أظهرت توافق كبير معها. كما تم دراسة تغير أشكال الآطياف النيوترونية مع سماكة هذه المواد، إضافة إلى ذلك تم حساب المقاطع المستعرضة لمواد أخرى للنيوترونات بطاقات (2 MeV, 10 MeV).


ABSTRACT



The attenuation of fast neutrons (14.8 MeV) has been studied using a Monte Carlo based Code (MCNP-4C). The attenuation of primary flux in different materials can be well described by a simple exponential relation based on the removal cross section. The macroscopic removal cross section (ΣR) for graphite, aluminum, paraffin, steel and lead are calculated and then compared with experimental data which has been determined using the 63Cu (n, 2n) 62Cu threshold reaction for the detection of the primary neutrons [1]. The dependence of secondary neutron spectrum on the thickness of slabs has also been determined by MCNP Code for the same materials. Construction of data library for ΣR for other materials such as Beryllium, Water, Cadmium and Copper at different neutron energies (2 MeV, 10 MeV) has been done.