Formulation of criterion functional and set of constraints in problems of physical settings designing

Characteristics of semiconductor spectrometer and neutronography setting were investigated using system analysis methods.Розглянуто вплив параметрів напівпровідникового спектрометру з CdZnTe на енергетичну роздільність та вплив параметрів системи формування пучку на потік нейтронів для нейтронографічного пристрою.Рассмотрено влияние параметров полупроводникового спектрометра на основе CdZnTe на энергетическое разрешение и влияние параметров системы формирования пучка на поток нейтронов для нейтронографической установки

Mathematical modeling of neutron radiography processes

A goal function is formulated and parameters for neutron radiography setup optimization are determined. The results of calculation of neutron passing through formation system are given.Сформульовано функцію мети та визначено параметри оптимізації установки нейтронної радіографії. Наведено результати розрахунку проходження нейтронів через систему формування

Using of the ROOT package for physical data processing

ROOT is object-oriented framework, which is actively developed in CERN now. In this article potential of ROOT using for more effective analysis of the data from mathematical modeling and physics experiments are considered.ROOT - це об’єктно-орiєнтована оболонка, яка зараз активно розроблюється в CERN. В цiй статтi розглянуто можливiсть використання ROOT для бiльш ефективного аналiзу даних математичного моделювання та фiзичних експериментiв.ROOT - это объектно-ориентированная оболочка, которая сейчас активно разрабатывается в CERN. В этой статье рассматривается возможность использования ROOT для более эффективного анализа данных математического моделирования и физических экспериментов

The algorithm and program for processing linear spectra

We present the algorithm, which allows to process linear spectra containing overlapped peaks. The program using this algorithm provides a fast processing procedure for any linear spectra at arbitrary radiation background conditions

Mathematical simulation of the neutron interaction with matter

The application of neutron beams is important for some fundamental problems in nuclear physics, for fission and fusion reactors, future safety of atomic energy, neutron radioactivation analysis, neutron radiography etc. Solving of such problems is connected with huge material and financial expenses, so the mathematical simulation is widely used. In NSC KIPT GEANT3, GEANT4, our own programs, etc. are used for these purposes. The mathematical models and algorithms of calculation of passage of neutrons with energy up to 14 MeV through homogenous medium with fissionable materials were developed. The simulation of passage of neutrons with energy up to 3 MeV through the plate and cylinder was considered. The obtained results were compared with existing literature data.Застосування нейтронних пучків є актуальним для вирішення ряду фундаментальних задач ядерної фізики, ядерних та термоядерних реакторів, майбутньої безпечної ядерної енергетики, нейтронно-активаційного аналізу, нейтронної радіографії і т.п. Вирішення таких задач пов’язане с великими матеріальними затратами, тому широко використовуються методи математичного моделювання. Для моделювання проходження нейтронів з енергією до 14 МеВ крізь однорідне середовище та через середовище з матеріалом, що ділиться, були розроблені математичні моделі та алгоритми програм. В цій роботі розглянуті результати розрахунків проходження нейтронів спектра поділу крізь графіт та нейтронів з енергією до 3 МеВ крізь плоский та циліндричний шари поліетилену.Применение нейтронных пучков актуально для решения ряда фундаментальных задач ядерной физики, ядерных и термоядерных реакторов, будущей безопасной ядерной энергетики, нейтронно-активационного анализа, нейтронной радиографии и т.д. Решение таких задач связано с огромными материальными затратами, поэтому широко используются методы математического моделирования. Для моделирования прохождения нейтронов с энергией до 14 МэВ через однородную среду и через среду с делящимся материалом были разработаны математические модели и алгоритмы программ. В представленной работе рассмотрены результаты расчета прохождения нейтронов спектра деления через графит и нейтронов с энергией до 3 МэВ через плоский и цилиндрический слои полиэтилена

Questions of the effective methods choosing for neutron-physical processes simulation

One of the possible variants of neutron generator is electron accelerator driven subcritical facility. Analytical method is not appropriate one for designing of this system. Such system is simulated by Monte Carlo methods. The main aim of the presented article is choosing of optimal simulation tools by Monte Carlo methods for solution of the neutron-physical tasks.Одним з можливих варіантів генератора нейтронів є підкритична ядерна збірка, що керується прискорювачем заряджених частинок. Для проектування систем даного типу застосування аналітичних розрахунків є недостатнім. Моделювання таких систем здійснюється методом Монте-Карло. Метою даної роботи є вибір оптимального інструменту моделювання методом Монте-Карло для вирішення нейтроно-фізичних задач.Одним из возможных вариантов генератора нейтронов является подкритическая ядерная сборка, управляемая ускорителем заряженных частиц. Для проектирования систем данного типа применение аналитических расчетов является недостаточным. Моделирование таких систем осуществляется методом Монте-Карло. Целью данной работы является выбор оптимального инструмента моделирования методом Монте-Карло для решения нейтронно-физических задач

Point-kernel method for radiation fields simulation

Point-kernel source method for radiation field calculation using Mercure-3 code is considered. Calculation results are shown to be in perfect agreement with those obtained using MCNP code.На прикладі програмного коду Mercure-3 розглянуто застосування метода точкового джерела для розрахунку радіаційних полів. Показано, що результати розрахунків добре узгоджуються з розрахунками за методом Монте-Карло, які виконано за допомогою програмного коду MCNP.На примере программного кода Mercure-3 рассмотрено применение метода точечного источника для расчета радиационных полей. Показано, что результаты расчетов хорошо согласуются с расчетами по методу Монте-Карло, выполненными при помощи программного кода MCNP

Spherical detector device mathematical modeling with taking into account detector module symmetry

Mathematical model for spherical detector device accounting to symmetry properties is considered. Exact algorithm for simulation of measurements procedure with multiple radiation sources developed. Modelling results are shown to have perfect agreement with calibration measurementsРозглянуто математичне моделювання шарового детектора з урахуванням властивостей симетрії. Представлено послідовний алгоритм моделювання процедури вимірювань за наявності декількох джерел випромінювання. Показано, що результати моделювання добре узгоджуються з калібрувальними вимірюваннями.Рассмотрено математическое моделирование шарового детектора с учетом свойств симметрии. Представлен последовательный алгоритм моделирования процедуры измерения при наличии нескольких источников излучения. Показано, что результаты моделирования имеют хорошее согласие с калибровочными измерениями

Computation studying of the neutron yield from the neutron-production target irradiated with electrons

It is considered the modeling of neutron yield from the targets with high atomic numbers irradiated with accelerated electrons. Modeling results from the MCNPX and GEANT software are compared with existing experimental results and deterministic calculationsРозглянуто використання програмних кодiв MCNPX та GEANT для розрахунку виходу нейтронiв з нейтроноутворюючих мiшеней, що використовують прискоренi електрони з прискорювача. Доведено, що розрахунки з використанням методу Монте-Карло та програмного коду MCNPX добре узгоджу- ються з експериментом i аналiтичними розрахунками.Рассмотрено применение программных кодов MCNPX и GEANT для расчета выхода нейтронов из различных нейтронопроизводящих мишеней, использующих ускоренные электроны из ускорителя. Показано, что расчеты по методу Монте-Карло, выполненные при помощи программного кода MCNPX, хорошо согласуются с имеющимися данными и данными аналитических расчетов

Mathematical modeling of a neutron production target of an electron accelerator driven subcritical assembly

An electron-neutron converter was optimized to ensure effective usage of generated neutrons in a subcritical assembly.Проведена оптимизация нейтронно-производящей мишени с целью максимально эффективного исполь- зования произведенных нейтронов в подкритической ядерной сборке.Проведено оптимізацію нейтроноутворюючої мішені з метою максимально ефективного використання нейтронів в підкритичній ядерній зборці