Informacja

Drogi użytkowniku, aplikacja do prawidłowego działania wymaga obsługi JavaScript. Proszę włącz obsługę JavaScript w Twojej przeglądarce.

Wyszukujesz frazę "neutron detection" wg kryterium: Temat


Wyświetlanie 1-3 z 3
Tytuł:
Investigation of thermal neutron detection capability of a CdZnTe detector in a mixed gamma-neutron radiation field
Autorzy:
Yücel, H.
Narttürk, R. B.
Zümrüt, S.
Gedik, G.
Karadag, M.
Powiązania:
https://bibliotekanauki.pl/articles/146914.pdf
Data publikacji:
2018
Wydawca:
Instytut Chemii i Techniki Jądrowej
Tematy:
neutron detection
CdZnTe
prompt gamma ray
thermal neutron
cadmium
neutron sensitivity
241Am-Be source
Opis:
The aim of this study was to investigate the thermal neutron measurement capability of a CdZnTe detector irradiated in a mixed gamma-neutron radiation fi eld. A CdZnTe detector was irradiated in one of the irradiation tubes of a 241Am-Be source unit to determine the sensitivity factors of the detector in terms of peak count rate (counts per second [cps]) per neutron flux (in square centimeters per second) [cps/neutron•cm–2•s–1]. The CdZnTe detector was covered in a 1-mm-thick cadmium (Cd) cylindrical box to completely absorb incoming thermal neutrons via 113Cd(n,γ) capture reactions. To achieve, this Cd-covered CdZnTe detector was placed in a well-thermalized neutron fi eld (f-ratio = 50.9 ± 1.3) in the irradiation tube of the 241Am-Be neutron source. The gamma-ray spectra were acquired, and the most intense gamma-ray peak at 558 keV (0.74 γ/n) was evaluated to estimate the thermal neutron fl ux. The epithermal component was also estimated from the bare CdZnTe detector irradiation because the epithermal neutron cutoff energy is about 0.55 eV at the 1-mm-thick Cd filter. A high-density polyethylene moderating cylinder box can also be fi tted into the Cd fi lter box to enhance thermal sensitivity because of moderation of the epithermal neutron component. Neutron detection sensitivity was determined from the measured count rates from the 558 keV photopeak, using the measured neutron fluxes at different irradiation positions. The results indicate that the CdZnTe detector can serve as a neutron detector in mixed gamma-neutron radiation fields, such as reactors, neutron generators, linear accelerators, and isotopic neutron sources. New thermal neutron filters, such as Gd and Tb foils, can be tested instead of the Cd filter due to its serious gamma-shielding effect.
Źródło:
Nukleonika; 2018, 63, 3; 59-64
0029-5922
1508-5791
Pojawia się w:
Nukleonika
Dostawca treści:
Biblioteka Nauki
Artykuł
Tytuł:
Development of an embedded FPGA-based data acquisition system dedicated to zero power reactor noise experiments
Autorzy:
Arkani, M.
Khalafi, H.
Vosoughi, N.
Powiązania:
https://bibliotekanauki.pl/articles/220709.pdf
Data publikacji:
2014
Wydawca:
Polska Akademia Nauk. Czytelnia Czasopism PAN
Tematy:
zero power reactor (ZPR) noise
time interval measurement
probability distribution function (PDF)
field programmable gate array (FPGA)
data acquisition system (DAS)
nuclear reactor
neutron detection
Opis:
An embedded time interval data acquisition system (DAS) is developed for zero power reactor (ZPR) noise experiments. The system is capable of measuring the correlation or probability distribution of a random process. The design is totally implemented on a single Field Programmable Gate Array (FPGA). The architecture is tested on different FPGA platforms with different speed grades and hardware resources. Generic experimental values for time resolution and inter-event dead time of the system are 2.22 ns and 6.67 ns respectively. The DAS can record around 48-bit x 790 kS/s utilizing its built-in fast memory. The system can measure very long time intervals due to its 48-bit timing structure design. As the architecture can work on a typical FPGA, this is a low cost experimental tool and needs little time to be established. In addition, revisions are easily possible through its reprogramming capability. The performance of the system is checked and verified experimentally.
Źródło:
Metrology and Measurement Systems; 2014, 21, 3; 433-446
0860-8229
Pojawia się w:
Metrology and Measurement Systems
Dostawca treści:
Biblioteka Nauki
Artykuł
Tytuł:
Zaawansowane technologie detekcji promieniowania jonizującego w urządzeniach przenośnych
Advanced technologies of ionizing radiation detection in portable devices
Autorzy:
Nowicki, Andrzej
Powiązania:
https://bibliotekanauki.pl/articles/214017.pdf
Data publikacji:
2020
Wydawca:
Instytut Chemii i Techniki Jądrowej
Tematy:
detekcja promieniowania gamma
detekcja neutronów
scyntylatory
diody PiN
SiPM
gamma and neutron radiation detection
scintillators
PiN diodes
Opis:
Zasygnalizowano aktualne tendencje w konstrukcji przenośnych urządzeń do pomiaru promieniowania jonizującego pozwalające na miniaturyzację detektorów przy równoczesnym zwiększeniu ich możliwości pomiarowych. Przedstawiono kilka rozwiązań technicznych, w tym radiometru MKS-11GN SPECTRA ze względu na internetowe wzmianki o jego stosowaniu w Polsce.
The current tendencies in the construction of portable counters for measuring ionizing radiation including miniaturization of detectors while increasing their measuring capabilities have been indicated. A number of technical solutions were presented, including the MKS-11GN SPECTRA radiometer due to its probably use in Poland.
Źródło:
Postępy Techniki Jądrowej; 2020, 3; 10-15
0551-6846
Pojawia się w:
Postępy Techniki Jądrowej
Dostawca treści:
Biblioteka Nauki
Artykuł
    Wyświetlanie 1-3 z 3

    Ta witryna wykorzystuje pliki cookies do przechowywania informacji na Twoim komputerze. Pliki cookies stosujemy w celu świadczenia usług na najwyższym poziomie, w tym w sposób dostosowany do indywidualnych potrzeb. Korzystanie z witryny bez zmiany ustawień dotyczących cookies oznacza, że będą one zamieszczane w Twoim komputerze. W każdym momencie możesz dokonać zmiany ustawień dotyczących cookies