Kênh ngang số 1 của lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt đã được đưa vào sử dụng với dòng neutron nhiệt nhằm phục vụ các nghiên cứu về số liệu cấu trúc hạt nhân. Bài viết trình bày việc mô phỏng phân bố thông lượng neutron và suất liều bức xạ trên kênh ngang số 1 của Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt. | Tiểu ban B Vật lý hạt nhân Số liệu hạt nhân Phân tích hạt nhân và Máy gia tốc Section B Nuclear physics Nuclear data Nuclear analysis and Accelerator MÔ PHỎNG PHÂN BỐ THÔNG LƯỢNG NEUTRON VÀ SUẤT LIỀU BỨC XẠ TRÊN KÊNH NGANG SỐ 1 CỦA LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN ĐÀ LẠT PHAN BẢO QUỐC HIẾU TRỊNH VĂN CƯỜNG PHẠM NGỌC SƠN Viện nghiên cứu hạt nhân 01 Nguyên Tử Lực Đà Lạt Email pbqhieu@ Tóm tắt Kênh ngang số 1 của lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt đã được đưa vào sử dụng với dòng neutron nhiệt nhằm phục vụ các nghiên cứu về số liệu cấu trúc hạt nhân. Tổ hợp phin lọc tạo ra chùm neutron nhiệt bao gồm tinh thể sapphire kết hợp với tinh thể bismuth có bề dày lần lượt là 15 cm và 6 cm. Phân bố thông lượng neutron tại các vị trí được mô phỏng tính toán bởi chương trình PHITS phiên bản và so sánh với kết quả thực nghiệm sử dụng phương pháp kích hoạt lá dò vàng. Sau đó phân bố thông lượng được áp dụng để mô phỏng đánh giá suất liều hiệu dụng neutron và gamma cho không gian xung quanh các thiết bị thí nghiệm trên kênh ngang số 1. Kết quả mô phỏng được đánh giá bằng cách so sánh với các giá trị suất liều neutron và gamma được đo bằng máy đo liều tại một số vị trí. Các kết quả so sánh cho thấy sự phù hợp tốt của các kết quả mô phỏng. Giá trị thông lượng neutron nhiệt mô phỏng tại ví trí lối ra chùm neutron là 106 2 . 1 suất liều bức xạ tại các vị trí nhân viên thường xuyên tiếp xúc đạt dưới 5 ℎ đảm bảo điều kiện an toàn trong quá trình vận hành thí nghiệm. Từ khóa PHITS mô phỏng Monte Carlo suất liều bức xạ. Abstract This paper presents the simulation results of neutron flux distribution and radiation dose rate for the outer area of the channel of the Dalat Nuclear Research Reactor. A new combination of neutron filters including 15 cm of sapphire crystal and 6 cm of bismuth crystal in thickness had been designed and installed at the channel for producing a thermal neutron beam. The neutron flux distribution was simulated by the Monte Carlo code PHITS and .
