research centers


Search results: Found 3

Listing 1 - 3 of 3
Sort by

Article
Nuclear Level Densities Calculations
حساب كثافة المستويات النووية

Author: Talib A. Al-Sharify
Journal: Al-Rafidain University College For Sciences مجلة كلية الرافدين الجامعة للعلوم ISSN: 16816870 Year: 2008 Issue: 22 Pages: 151-160
Publisher: Rafidain University College كلية الرافدين الجامعة

Loading...
Loading...
Abstract

There is a need to determine nuclear level densities since experiments that defect nuclear level densities can not observe some of these densities, because of experimental limitations. The missed level could be calculated using standard correction of Porter-Thomas width distribution. A method that could determine the distance between levels distribution was developed. This method was applied to nuclear resonance data sets. There was a good agreement between the calculated results and those from literatures of experimented data.

هنالك حاجة لايجاد كثافة المستويات النووية وذلك لان التجارب العملية المجراة للحصول على كثافة المستويات النووية لا يمكنها ملاحظة كثافة قسم من المستويات النووية. ان سبب ذلك يعود الى محددات في التجارب العملية. ان المستويات المفقودة في التجارب العملية يمكن اجراء حسابات لها باستخدام تصحيحات قياسية لتوزيعات السمك ل بورتر-تومسون. تم تطوير طريقة باستطاعتها ايجاد المسافة بين المستويات الموزعة، هذه الطريقة يمكن تطبيقها على مجاميع من المعلومات الخاصة بالرنين النووي. تم الحصول على تطابق جيد بين النتائج المستحصلة في حساباتنا ونتائج التجارب العملية الموثقة.


Article
Transport Calculations of photons and neutrons in different shielding materials
حساب انتقال الفوتونات والنيوترونات في مواد الدروع المختلفة

Author: Talib A. Al-sharify
Journal: Al-Rafidain University College For Sciences مجلة كلية الرافدين الجامعة للعلوم ISSN: 16816870 Year: 2006 Issue: 19 Pages: 149-156
Publisher: Rafidain University College كلية الرافدين الجامعة

Loading...
Loading...
Abstract

Transport calculations of photon and neutron fluxes and doses were made. The Monte Carlo multigroup experimental transport code MORSE-CG [1] was used for these calculations with its modified version [2].Distributions of gamma ray fluxes through the shield of a pressurized water reactor were obtained. The shield was represented by layers of water, steel and lead; it was a semi realistic representation of a working reactor.A simulation was made for the total dose that could be received by a person living near a very active radiating source of neutrons or photons. The obtained results were compared with experimental referenced data which shows a very good agreement.

تم حساب الفيض والجرع الاشعاعية لانتقال الفوتونات0 تم استخدام البرنامج الحسابي MORSE [1] الذي يعتمد على طريقة مونتي كارلو في الحسابات وباستخدام نسخة معدلة للبرنامج [2]. تم حساب توزيع فيض اشعة كاما خلال الدرع الواقي لمفاعل ضغط مائي.وتم تمثيل الدرع بشكل طبقات متتالية من الماء والفولاذ والرصاص. وقد كان التمثيل نمذجه شبه حقيقية لمفاعل موجود في العمل حالياً. تم عمل نمذجه لحساب الجرع الاشعاعية التي من الممكن لشخص معين يعيش بالقرب من مصدر اشعاعي نشيط للفوتونات او النيوترونات ان يتعرض لها. تم مقارنة النتائج المستحصلة مع نتائج عملية موثقة وكان التطابق جيد جداً.


Article
Improving the Performance of a Non-Fissile Target for Spallation Neutron Sources
تحسين انجازية هدف غير انشطاري في مصادر التشطير النيوتروني

Author: Talib A. Al-Sharify طالب عبد زيد الشريفي
Journal: Al-Rafidain University College For Sciences مجلة كلية الرافدين الجامعة للعلوم ISSN: 16816870 Year: 2006 Issue: 18 Pages: 183-199
Publisher: Rafidain University College كلية الرافدين الجامعة

Loading...
Loading...
Abstract

Spallation neutron sources are new generation of neutron sources which offers higher neutron fluxes over currently available sources [1]. In spallation process a heavy material target is bombarded by very high energy particles. Each atoms of the target splits into several fragments with several output neutrons [2]. This research is an improvement to a previous research [3] for using a non-fissile material in the target of spallation neutron sources. The spallation source of Rutherford Laboratory has been taken as a sample of calculations [4]. In this research, some changes has been made to the geometry of the spallation source to increase its neutron flux production and to improve its performance. These changes are allowed because of using a non-fissile material in the target instead of depleted uranium. Tungsten and Tantalum has been tested as a fuel in the target. Neutron production from these materials have been found to be very close to that produced from depleted uranium target after changing the composition of the target and geometry of the source.

أن مصادر التشطير النيوتروني هي جيل جديد من مصادر توليد النيوترونات التي تعطي فيض نيوتروني أعلى مما تعطيه المصادر المتوفرة حالياً [1]. يتم في عملية التشطير النيوتروني قصف هدف من مادة ثقيلة بواسطة جسيمات ذات طاقة عالية جداً. مما يؤدي إلى تشطير كل ذرة من ذرات الهدف إلى عدد من الذرات الأصغر مع خروج عدد كبير من النيوترونات من الذرة [2]. أن هذا البحث هو تطوير لبحث سابق [3] وذلك عن استخدام مادة غير أنشطارية في هدف مصدر التشطير النيوتروني. تم استخدام مواصفات مصدر التشطير النيوتروني الموجود في مختبرات رذرفورد كنموذج لإجراء الحسابات [4] مع إجراء عدد من التغييرات في الشكل الهندسي للمصدر وذلك لغرض تحسين إنتاجية المصدر من الفيض النيوتروني. أن هذه التغييرات مسموحة بسبب استخدام هدف من مادة غير أنشطارية بدلاً من اليورانيوم المنضب. تم استخدام مادتي التنكستن والتانتلوم بدلاً من اليورانيوم المنضب كوقود لهدف مصدر التشطير النيوتروني، وكانت النتائج المستحصلة قريبة جداً من إنتاجية وقود اليورانيوم بعد إجراء التعديلات الهندسية. تم استخدام البرامج الحسابية الجاهزة HETC [5،6،7]، Morse-H [7] في حساب التفاعلات النووية وانتقال النيوترونات وانتشارها في المصدر النيوتروني وخارجه.

Listing 1 - 3 of 3
Sort by
Narrow your search

Resource type

article (3)


Language

English (3)


Year
From To Submit

2008 (1)

2006 (2)