Literatura académica sobre el tema "MCNP / Geant4"

The production of accurate detector models is of high importance in the development and use of detectors. Initially, MCNP and Geant were developed to specialise in neutral particle models and accelerator models, respectively; there is now a greater overlap of the capabilities of both, and it is therefore useful to produce comparative models to evaluate detector characteristics. In a collaboration between Lancaster University, UK, and Innovative Physics Ltd., UK, models have been developed in both MCNP6 and Geant4 of Cadmium Zinc Telluride (CdZnTe) detectors developed by Innovative Physics Ltd. Herein, a comparison is made of the relative strengths of MCNP6 and Geant4 for modelling neutron flux and secondary γ-ray emission. Given the increasing overlap of the modelling capabilities of MCNP6 and Geant4, it is worthwhile to comment on differences in results for simulations which have similarities in terms of geometries and source configurations.

MCNP and GEANT4 are two reference Monte Carlo nuclear simulators, MCNP being the standard in the Oil & Gas nuclear logging industry. While performing a simulation benchmark of these two software for the purpose of “Cased Hole” wellbore evaluation, discrepancies between MCNP and GEANT4 were observed: computational experiments were performed first in a theoretical and simplified environment using spherical models, then in a more realistic “Open Hole” wellbore context with simplified logging tools. Results of this comparison show an excellent overall agreement for gamma-gamma physics and an acceptable agreement for neutron-neutron physics. However, the agreement for neutron-gamma physics is satisfactory only for certain lithologies and energy windows, but not acceptable for other operating conditions. These results need to be put in perspective with the current use of nuclear simulation in the logging industry. Indeed, wellbore evaluations rely on charts simulated with Monte Carlo codes in various contexts. In the case of radially heterogeneous environments such as “Cased Hole” wellbores, nuclear simulations are mandatory to precisely determine the radial sensitivity of logging tools via the so-called sensitivity functions. The feasibility of wellbore inversion relies on the physical validity of such sensitivity functions obtained from nuclear simulations. This MCNP vs. GEANT4 benchmark was conducted with the perspective to secure the physical fundamentals used for building the sensitivity functions of logging tools.

Muon tomography is a promising detection technology that uses natural radiation, the muons of cosmic rays. In the last decade, a significant number of scientific papers have appeared that investigate the possibility of using muon tomography in various fields of science and technology. Especially remarkable is the considerable potential of this technology for detecting the illegal transport of radioactive materials and for no-invasive testing of the integrity of spent nuclear fuel in dry storage facilities for such fuel. For the implementation of muon tomography technology, the process of preliminary modeling of the experimental detector facility is important, which also requires verification of the obtained calculation results. For this purpose, the well-known Monte Carlo codes MCNP and Geant4 are mainly used. This results of the first cross-verification studies of MCNP6 and Geant4 codes are demonstrated in the paper. The study was performed on simple models for different materials and for different energies of the muons bombarding the research object. The recommended QGSP_BERT physics library was used in the Geant4 code. In the MCNP6 code, the recommended settings for cosmic particle simulations were used. The calculations showed that for low-energy muons, both codes give results that agree well with each other. This can be explained by the fact that similar libraries of evaluated nuclear data are used in the low-energy range. Regarding the muons of intermediate energies, there is a significant difference between the two codes, which may indicate differences in physical models. The modeling of high-energy muon transfer has better agreement between MCNP6 and Geant4 codes than for intermediate-energy muons, but significant differences are still observed for heavy nuclei.

Obecnie fizyka jądrowa coraz częściej stwarza możliwości ku nowym rozwiązaniom w radioterapii. Celem udoskonalenia już istniejących metod jest poszukiwanie bardziej precyzyjnych technologii dających możliwie jak najmniejsze ryzyko błędu. Fizyczne planowanie eksperymentów nierzadko wiąże się z ograniczeniami technicznymi, dlatego dobrym rozwiązaniem staje się modelowanie komputerowe. Do celów radioterapii najczęściej wymienianą metodą jest tzw. metoda Monte Carlo.Istotą tej metody jest symulacja komputerowa procesów o charakterze losowym. W oparciu o nią, algorytm wykorzystuje obliczenia numeryczne do opisu wielkości fizycznych. Stanowi to alternatywę dla procesów zbyt złożonych, dla których podejście analityczne jest niewystarczające by osiągnąć zamierzone cele. Spośród różnych kodów bazujących na obliczeniach Monte Carlo (MCNP, MCNPX, FLUKA, EGSnrc), w radioterapii największe zastosowanie znajduje GEANT4.

The Monte Carlo method is compared with the deterministic methods based on the solution of the transport equation and the molecular dynamics methods. The capabilities of commonly used general-purpose programs (SRIM, PENELOPE, MCNP, FLUKA, and GEANT4) for Monte Carlo simulation of the processes of particle passage through matter are analyzed. Possible ways for further development of the Monte Carlo method are discussed.

Abstract For next-generation neutrinoless double beta decay experiments, extremely low backgrounds are necessary. An understanding of in-situ cosmogenic backgrounds is critical to the design effort. In-situ cosmogenic backgrounds impose a depth requirement and especially impact the choice of host laboratory. Often, simulations are used to understand background effects, and these simulations can have large uncertainties. One way to characterize the systematic uncertainties is to compare unalike simulation programs. In this paper, a suite of neutron simulations with identical geometries and starting parameters have been performed with Geant4 and MCNP, using geometries relevant to the LEGEND-1000 experiment. This study is an important step in gauging the uncertainties of simulations-based estimates. To reduce project risks associated with simulation uncertainties, a novel alternative shield of methane-doped liquid argon is considered in this paper for LEGEND-1000, which could achieve large background reduction without requiring significant modification to the baseline design.

The transport of neutrons in long beamlines at spallation neutron sources presents a unique challenge for Monte-Carlo transport calculations. This is due to the need to accurately model the deep-penetration of high-energy neutrons through meters of thick dense shields close to the source and at the same time to model the transport of low- energy neutrons across distances up to around 150 m in length. Typically, such types of calculations may be carried out with MCNP-based codes or alternatively PHITS. However, in recent years there has been an increased interest in the suitability of Geant4 for such types of calculations. Therefore, we have implemented supermirror physics, a neutron chopper module and the duct-source variance reduction technique for low- energy neutron transport from the PHITS Monte-Carlo code into Geant4. In the current work, we present a series of benchmarks of these extensions with the PHITS software, which demonstrates the suitability of Geant4 for simulating long neutron beamlines at a spallation neutron source, such as the European Spallation Source, currently under construction in Lund, Sweden.

We report on a new mobile γ-spectrometry system (AMESOS) developed at the University of Athens. The system aims at carrying out in situ measurements to study distributions of NORM and TENORM at harsh environments or where sampling is difficult. AMESOS has been characterized by using standard calibration sources and minerals of known, independently determined, U and Th concentrations. Simulations of the system have been performed with MCNP and Geant4. As a proof of good field operation, AMESOS was deployed in a series of measurements at Mt. Kithaeron, near Athens, extending earlier data and estimating absorbed dose rates that concern the public.

Simulations using Monte Carlo GEANT4 [1] toolkit was performed to quantify parasitic neutrons production from the 3H(d,n)4He reaction in the TANDEM [2] accelerator laboratory at N.C.S.R "Demokritos". In this reaction, parasitic neutrons are produced, which contaminate the main neutron beam. For studying parasitic neutrons, the cross section biasing technique has been applied to increase the cross sections of the reactions and to obtain accurate statistical results in a short computational time. However, the implementation of a biasing technique can significantly impact the physical processes simulated. The experimental setup contains the accelerator line and the tritium flange, which consists of molybdenum, tritium and copper. Then, the target materials are purposefully exposed to the neutron beam to conduct cross section measurement experiments. The simulation code aims to understand neutron flux distribution and transport through the targets. Finally, the corresponding results obtained using GEANT4, through the application of biasing techniques, were compared to those resulting from the combined use of the MCNP 6.1 [3] and NeuSDesc [4] codes.

Abstract Permanent and temporary implantation of I-125 brachytherapy sources has become an official method for the treatment of different cancers. In this technique, it is essential to determine dose distribution around the brachytherapy source to choose the optimal treatment plan. In this study, the dosimetric parameters for a new interstitial brachytherapy source I-125 (IrSeed-125) were calculated with GATE/GEANT4 Monte Carlo code. Dose rate constant, radial dose function and 2D anisotropy function were calculated inside a water phantom (based on the recommendations of TG-43U1 protocol), and inside several tissue phantoms around the IrSeed-125 capsule. Acquired results were compared with MCNP simulation and experimental data. The dose rate constant of IrSeed-125 in the water phantom was about 1.038 cGy·h−1U−1 that shows good consistency with the experimental data. The radial dose function at 0.5, 0.9, 1.8, 3 and 7 cm radial distances were obtained as 1.095, 1.019, 0.826, 0.605, and 0.188, respectively. The results of the IrSeed-125 is not only in good agreement with those calculated by other simulation with MCNP code but also are closer to the experimental results. Discrepancies in the estimation of dose around IrSeed-125 capsule in the muscle and fat tissue phantoms are greater than the breast and lung phantoms in comparison with the water phantom. Results show that GATE/GEANT4 Monte Carlo code produces accurate results for dosimetric parameters of the IrSeed-125 LDR brachytherapy source with choosing the appropriate physics list. There are some differences in the dose calculation in the tissue phantoms in comparison with water phantom, especially in long distances from the source center, which may cause errors in the estimation of dose around brachytherapy sources that are not taken account by the TG43-U1 formalism.

Dans les puits pétroliers, de nombreux outils fonctionnant sur différents principes physiques sont couramment utilisés pour l’acquisition de données. Cette thèse se concentre sur les sondes de diagraphies nucléaires actives, faisant intervenir une source neutronique ou gamma. Elles sont utilisées dans l'industrie pétrolière pour caractériser la géologie des puits et ont été initialement développées pour réaliser des mesures quantitatives en conditions puits ouvert où la sonde est en contact direct avec la formation rocheuse. Une fois le puits pétrolier foré, un tube en acier est installé puis cimenté, les sondes ne sont alors plus en contact avec la formation rocheuse et les mesures sont considérées comme qualitatives en raison de la complexité de la géométrie et de l'atténuation du signal.Avec la raréfaction des ressources en hydrocarbures, le nombre de projets d’explorations diminue chaque année. Les compagnies pétrolières ont de plus en plus de puits dont il faut maintenir les capacités de production et d’autres en fin de vie qu’il faut abandonner, ce qui passe systématiquement par des mesures. La quantité de diagraphies en configuration puits tubé tend donc fortement à augmenter et il devient nécessaire d’améliorer leur interprétation.La problématique industrielle est de pouvoir caractériser de manière quantitative, dans un domaine à forte hétérogénéité radiale, l’ensemble de tous les éléments du puits (e.g. les fluides, le tubage, le ciment) et pas uniquement les paramètres du réservoir rocheux. L’approche développée dans la thèse se base sur le concept des fonctions de sensibilité des sondes diagraphiques nucléaires, qui représentent la dépendance en 3D de la mesure aux éléments du modèle et sont obtenues par simulation Monte-Carlo. Du fait du nombre important de variables, une inversion multiphysique prenant en compte l’ensemble des mesures des différentes sondes nucléaires (de porosité par diffusion neutronique, de densité par diffusion gamma, de lithologie par activation neutron-gamma) est indispensable.La première étape de la thèse a permis de comparer les codes Monte-Carlo de transport de particules GEANT4 et MCNP pour des applications de Géosciences. Les résultats montrent un très bon accord pour la physique gamma-gamma, un bon accord pour la physique neutron-neutron mais des écarts significatifs pour la physique neutron-gamma pour laquelle MCNP semble plus pertinent.La deuxième étape de la thèse a permis de valider expérimentalement les simulations Monte Carlo et de concevoir une méthode de calcul des fonctions de sensibilité numériques spécifique au domaine des puits tubés. La validation se traduit par une comparaison entre les fonctions de sensibilité expérimentales mesurées en centre d’étalonnage et les fonctions de sensibilité numériques calculées avec deux méthodes différentes, l’une basée sur des importances spatiales estimées par MCNP, l’autre sur les lieux d’interaction obtenus avec GEANT4. Les résultats montrent un bon accord expérimental entre les profils de sensibilité radial et axial mesurés et calculés, ce qui valide le concept de fonction de sensibilité avec une préférence pour la méthode des lieux d’interaction qui présente un contraste radial plus importante entre les différents constituants du puits.La troisième étape de la thèse a consisté à faire l’interprétation géologique d’une zone réservoir d’un puits tubé avec les fonctions de sensibilité. Les diagraphies neutron-gamma et de porosité prédites grâce aux fonctions de sensibilité sont comparées à celles mesurées en puits. Un modèle de terrain optimal est obtenu par itération, montrant une bonne capacité des algorithmes de prédiction à reproduire quantitativement en configuration puits tubé ce type de diagraphies à condition de choisir un étalonnage pertinent
In petroleum wells, many tools operating on different physical principles are commonly used for data acquisition. This thesis focuses on actives nuclear logging probes involving a neutron or a gamma source. They are used in the oil industry to characterize the well geology and have been initially developed to realize quantitative measurements in open hole conditions where the probe is directly in contact with the rock formation. Once the petroleum well is drilled, a steel casing is installed and cemented, the probes are then no longer in contact with the rock formation and the measurements are considered qualitative due to the complexity of the geometry and the signal attenuation.With the hydrocarbon resources rarefaction, the number of explorations projects decease each year. Petroleum companies have more and more mature wells whose production capacities must be maintained and others at the end of their life which must be abandoned. Those phases require systematically logging measurements. The quantity of logs in cased-hole configuration tends to increase a lot and it becomes necessary to improve their interpretation.The industrial problematic is to characterize quantitatively, in a filed with strong radial heterogeneity, all the components the well (e.g. the fluids, the casing, the cement) and not just the rock reservoir parameters. The approach developed in the thesis is based on the concept of sensitivity function of nuclear logging probes, which represents the 3D dependency of the measurement to the model elements and are obtained by Monte-Carlo simulation. Due to the large number of unknowns, a multiphysical inversion considering the all the measurements of the different nuclear probes (porosity by neutron diffusion, density by gamma diffusion, lithology by neutron-gamma activation) is essential.The first part of the thesis allowed to compare the Monte-Carlo particles transport codes GEANT4 and MCNP for Geosciences applications. Results show a very good agreement for the gamma-gamma physics and a good agreement for the neutron-neutron physics but significant discrepancies for the neutron-gamma physics where MCNP seems to be more relevant.The second part of the thesis allowed to experimental validate Monte-Carlo simulations and to design a sensitivity function computation method specific for the cased-hole configuration. The validation is a comparison between the experimental sensitivity functions measured in calibration center and the numerical sensitivity functions computed using two different methods, the first one based on spatial importances estimated with MCNP and the second one based on interaction locations obtained with GEANT4. The results show good experimental agreement between the measured and calculated radial and axial sensitivity profiles, which validates the concept of sensitivity function with a preference for the interaction locations method which presents greater radial contrast between the different components of the well.The third part of the thesis consisted of making the geological interpretation of a reservoir zone of a cased hole well with sensitivity functions. The neutron-gamma and porosity logs predicted using the sensitivity functions are compared to the measured logs. An optimal earth model is obtained by iteration, showing a good capacity of the fast forward modeling algorithums to quantitatively reproduce the logs in cased-hole configuration providing that a relevant calibration is apply

Cette thèse consiste en une étude préparatoire de la mesure du rapport alpha de l'233U entre 1eV et 10keV, facteur nécessaire pour calculer le pouvoir de régénération de réacteurs basés sur le cycle 232Th/233U. Cette mesure peut être effectuée au LPSC, sur la plateforme PEREN qui est composée d'un spectromètre à temps de ralentissement au plomb couplé à un GEnérateur de NEutrons Pulsé Intense (GENEPI). Les taux de capture et de fission sont mesurés grâce à 8 scintillateurs YAP utilisés en coïncidence et entourant une chambre à fission. Des mesures préliminaires sur l'235U ont présenté un rapport signal sur bruit très faible malgré les améliorations successives apportées. Les contributions du bruit de fond ont été comprises et quantifiées expérimentalement et via des simulations (MCNP et GEANT4). Il est cependant indispensable d'améliorer le rapport signal sur bruit d'au moins un ordre de grandeur pour obtenir la capture d'un élément fissile sur un tel dispositif expérimental.

Cette thèse consiste en une étude préparatoire de la mesure du rapport alpha de l'233U entre 1eV et 10keV, facteur nécessaire pour calculer le pouvoir de régénération de réacteurs basés sur le cycle 232Th/233U. Cette mesure peut être effectuée au LPSC, sur la plateforme PEREN qui est composée d'un spectromètre à temps de ralentissement au plomb couplé à un GEnérateur de NEutrons Pulsé Intense (GENEPI). Les taux de capture et de fission sont mesurés grâce à 8 scintillateurs YAP utilisés en coïncidence et entourant une chambre à fission. Des mesures préliminaires sur l’235U ont présenté un rapport signal sur bruit très faible malgré les améliorations successives apportées. Les contributions du bruit de fond ont été comprises et quantifiées expérimentalement et via des simulations (MCNP et GEANT4). Il est cependant indispensable d’améliorer le rapport signal sur bruit d’au moins un ordre de grandeur pour obtenir la capture d’un élément fissile sur un tel dispositif expérimental
This Ph-D thesis was intended to prepare a precise measurement of the alpha ratio of 233U between 1eV and 10keV. This ratio is a key-parameter to calculate the breeding ratio of reactors based on the 232Th/233U cycle. This measurement would be performed, at the LPSC, on the experimental platform PEREN which is composed of a lead slowing-down time spectrometer associated with an intense pulsed neutron generator. Capture and fission rates are measured thanks to 8 scintillators YAP used in coincidence and surrounding a fission chamber. Preliminary tests using 235U resulted in a very low signal to background ratio despite the successive improvements. The different components of the background were identified and quantified experimentally and thanks to simulation tools (MCNP and GEANT4). Nevertheless, the signal to background ratio has still to be increased by about a factor 10 at least, to allow the measurement of the capture of a fissile element with such an experimental setup

La méthode de mesure de référence du débit d’émission de sources neutroniques se fonde sur la technique du bain de manganèse. Elle est destinée à étalonner des sources de neutrons utilisant des radionucléides (241AmBe, 239PuBe, 252Cf,…) en termes de débit d’émission neutronique sous 4π sr. Ce dispositif est complété par un banc de mesure de l’anisotropie d’émission utilisant un support rotatif et un compteur long de type BF3. La source à mesurer est immergée dans une solution de sulfate de manganèse et les neutrons émis sont capturés par les constituants du bain. Dans une configuration classique (sphère de bain de manganèse de 1 m de diamètre et solution concentrée), environ la moitié de ces neutrons conduisent à la création de 56Mn par réaction (n, γ) sur 55Mn. Le radionucléide 56Mn a une période radioactive d’environ 2,6 heures et le bain de manganèse atteint son activité de saturation en 56Mn quand le nombre d’atomes radioactifs créés par unité de temps devient égal au nombre d’atomes se désintégrant pendant ce même temps. Le débit d’émission de la source peut alors être déduit de l’activité en 56Mn de la solution à saturation, via une modélisation ad hoc des réactions nucléaires se produisant dans le bain. Cette installation a été récemment rénovée au LNE-LNHB afin de respecter les règles de sécurité et de radioprotection en vigueur. Cette rénovation a été l’occasion de moderniser et de remettre à niveau les méthodes de mesure et de modélisation du bain et d’entreprendre une étude sur le développement d’un détecteur original pour la mesure directe en ligne de l’activité du manganèse. Ce détecteur est fondé sur la méthode de mesure par coïncidences β-γ. La voie bêta est constituée de deux photomultiplicateurs permettant de détecter l’émission de lumière due à l’effet Cerenkov et la voie gamma utilise un détecteur à scintillateur solide. L’intérêt de cette méthode de mesure est qu’elle permet d’avoir accès à l’activité du bain sans nécessiter d’étalonnage préalable, contrairement à la méthode classique qui utilise un compteur gamma et nécessite la fabrication d’une source de haute activité. Le principe de mesure a été validé à l'aide d'un prototype de détecteur et d'une modélisation effectuée à l'aide du code de calcul stochastique GEANT4. Le détecteur définitif a été réalisé et les mesures obtenues ont été comparées à celles données par une méthode primaire présente au laboratoire. Par ailleurs, des modélisations du bain de manganèse effectuées sous GEANT4, MCNPX et FLUKA, ont été comparées afin de choisir le code le plus fiable. Cette comparaison a permis d'identifier des lacunes notamment dans le code GEANT4 ainsi que des facteurs d'incertitude nécessitant une attention particulière, tels que la modélisation de l'émission neutronique et le choix des sections efficaces. Enfin, un étalonnage de source neutronique a été réalisé grâce à la méthode Cerenkov-gamma et aux facteurs correctifs donnés par la nouvelle modélisation du bain sous MCNPX. Ces mesures ont été complétées dans le cadre d'une comparaison comprenant également des mesures par l'ancienne méthode après étalonnage du couple bain/détecteur par irradiation d'une cible de manganèse en réacteur. Au terme de cette étude, plusieurs voies d'améliorations ont été proposées, dont certaines font déjà l'objet de travaux au LNHB
The manganese bath technique is the reference method for neutron source emission rates calibration. It is used to calibrate neutron sources using radionuclides (AmBe, PuBe, 252Cf,…) in terms of neutron emission rate under 4π sr. As a complement to this technique, the anisotropy of the source is measured using a rotating source holder and a neutron long counter. The neutron source to be measured is immersed in a manganese sulphate solution whereby the emitted neutrons are captured within the bath contents. In a typical configuration (a 1m diameter sphere and a concentrated solution), approximately half of the neutrons lead to the creation of 56Mn via the 55Mn(n, γ) capture reaction. The 56Mn radionuclide has a half-life of approximately 2.6 hours and the bath reaches saturation when the number of nuclei decaying is equal to the number of nuclei created per unit time. The neutron emission rate from the source can then be deduced from the 56Mn activity at saturation, assuming proper modelling of the nuclear reactions occuring in the bath. The manganese bath facility at LNE-LNHB has been recently refurbished in order to comply with appropriate safety and radioprotection regulations. This has lead to the upgrading of both the measurement methodology and the modelling of the bath, and a study on the development of a new detector for the on-line measurement of the manganese activity was started. This new detector uses the β-γ coincidence measurement method. The bêta channel consists of two photomultipliers tubes which allow the detection of Cerenkov light, and the gamma channel uses a solid scintillation detector. The advantage of this measurement method is that it allows the determination of the bath activity without any prior calibration, unlike the former method which uses a gamma-ray detector calibrated using a high activity manganese source. The principle of the Cerenkov-gamma coincidence measurement has been validated by a prototype of the detector and via modelling of the system using the stochastic transport code GEANT4. The final detector has also been made and the results obtained have been compared to those from a primary measurement method already in use at LNE-LNHB. Furthermore, a comparison of the results from modelling the manganese bath with GEANT4, MCNPX and FLUKA have been undertaken to find the most reliable code. This comparison lead to the identification of various weaknesses, particularly in GEANT4, and several uncertainty factors, such as the modeling of the neutron emission and the choice of the cross-section library. Finally, neutron source calibration has been carried out with the Cerenkov-gamma method and the correction factors given by the new modeling of the bath using MCNPX. These results have been complemented with a comparison with the former method simultaneously undertaken, after calibration of the detector in the bath using a 56Mn source irradiated in a nuclear reactor. At the end of this study, several improvements have been proposed, from which a number are currently under development at LNE-LNHB

La méthode de mesure de référence du débit d'émission de sources neutroniques se fonde sur la technique du bain de manganèse. Elle est destinée à étalonner des sources de neutrons utilisant des radionucléides (241AmBe, 239PuBe, 252Cf,...) en termes de débit d'émission neutronique sous 4π sr. Ce dispositif est complété par un banc de mesure de l'anisotropie d'émission utilisant un support rotatif et un compteur long de type BF3. La source à mesurer est immergée dans une solution de sulfate de manganèse et les neutrons émis sont capturés par les constituants du bain. Dans une configuration classique (sphère de bain de manganèse de 1 m de diamètre et solution concentrée), environ la moitié de ces neutrons conduisent à la création de 56Mn par réaction (n, γ) sur 55Mn. Le radionucléide 56Mn a une période radioactive d'environ 2,6 heures et le bain de manganèse atteint son activité de saturation en 56Mn quand le nombre d'atomes radioactifs créés par unité de temps devient égal au nombre d'atomes se désintégrant pendant ce même temps. Le débit d'émission de la source peut alors être déduit de l'activité en 56Mn de la solution à saturation, via une modélisation ad hoc des réactions nucléaires se produisant dans le bain. Cette installation a été récemment rénovée au LNE-LNHB afin de respecter les règles de sécurité et de radioprotection en vigueur. Cette rénovation a été l'occasion de moderniser et de remettre à niveau les méthodes de mesure et de modélisation du bain et d'entreprendre une étude sur le développement d'un détecteur original pour la mesure directe en ligne de l'activité du manganèse. Ce détecteur est fondé sur la méthode de mesure par coïncidences β-γ. La voie bêta est constituée de deux photomultiplicateurs permettant de détecter l'émission de lumière due à l'effet Cerenkov et la voie gamma utilise un détecteur à scintillateur solide. L'intérêt de cette méthode de mesure est qu'elle permet d'avoir accès à l'activité du bain sans nécessiter d'étalonnage préalable, contrairement à la méthode classique qui utilise un compteur gamma et nécessite la fabrication d'une source de haute activité. Le principe de mesure a été validé à l'aide d'un prototype de détecteur et d'une modélisation effectuée à l'aide du code de calcul stochastique GEANT4. Le détecteur définitif a été réalisé et les mesures obtenues ont été comparées à celles données par une méthode primaire présente au laboratoire. Par ailleurs, des modélisations du bain de manganèse effectuées sous GEANT4, MCNPX et FLUKA, ont été comparées afin de choisir le code le plus fiable. Cette comparaison a permis d'identifier des lacunes notamment dans le code GEANT4 ainsi que des facteurs d'incertitude nécessitant une attention particulière, tels que la modélisation de l'émission neutronique et le choix des sections efficaces. Enfin, un étalonnage de source neutronique a été réalisé grâce à la méthode Cerenkov-gamma et aux facteurs correctifs donnés par la nouvelle modélisation du bain sous MCNPX. Ces mesures ont été complétées dans le cadre d'une comparaison comprenant également des mesures par l'ancienne méthode après étalonnage du couple bain/détecteur par irradiation d'une cible de manganèse en réacteur. Au terme de cette étude, plusieurs voies d'améliorations ont été proposées, dont certaines font déjà l'objet de travaux au LNHB.

Ce travail vise à démontrer la faisabilité d'un dosimètre opérationnel neutrons basé sur la technologie CMOS. Le capteur utilisé (MIMOSA-5) doit pour cela être transparent aux γ et pouvoir détecter les neutrons sur une large gamme d'énergie en gardant évidemment une bonne efficacité de détection. La réponse du système de détection, constitué du capteur CMOS adjoint d'un matériau convertisseur (polyéthylène pour les neutrons rapides, 10B pour les neutrons thermiques), a été confrontée à des si-mulations Monte Carlo effectuées avec MCNPX et GEANT4. Un travail de validation de ces codes a préalablement été effectué pour justifier leur utilisation dans le cadre de notre application. Les expériences nous permettant de caractériser le capteur ont été menées au sein de l'IPHC ainsi qu'à l'IRSN/LMDN (Cadarache). Les résultats de l'exposition du capteur à des sources de photon pures et à un champ mixte n/γ (source 241AmBe) montrent la possibilité d'obtenir un système transparent aux γ par application d'une coupure appropriée sur le dépôt d'énergie (aux alentours de 100 keV). L'efficacité de détection associée est très satisfaisante avec une valeur de 10-3, en très bon accord avec MCNPX et GEANT4. La réponse angulaire du capteur a été étudiée par la suite à l'aide de la même source. La dernière partie de cette étude traite de la détection des neutrons thermiques (de l'ordre de l'eV). Les expériences ont été menées à l'IRSN sur une source de 252Cf modérée à l'eau lourde. Les résultats ob-tenus ont montré une très bonne efficacité de détection (allant jusqu'à 6×10-3 pour un convertisseur do-pé au 10B) en très bon accord avec GEANT4.

[ES] En el apoyo a la mejora de la calidad de medida en el Laboratorio de Radiactividad Ambiental (LRA) de la Universitat Politècnica de València (UPV), los códigos de Monte Carlo representan una potente herramienta para complementar las tareas relacionadas con la medida de la radiactividad ambiental, tales como la calibración en eficiencia de detectores de semiconductor, determinación de factores de corrección por coincidencia y caracterización de dosímetros de termoluminiscencia, entre otras. En la presente Tesis se desarrollan modelos de simulación en Monte Carlo a través de códigos y herramientas como MCNP6 y GEANT4. En primer lugar, se han realizado dos modelos de detector de semiconductor para espectrometría gamma, uno tipo HPGe (High Purity Germanium) y el otro BEGe (Broad Energy Germanium), ambos de alta pureza de germanio. Ambos detectores se emplean en las actividades y procedimientos rutinarios que se realizan en el LRA-UPV. Se detalla el procedimiento de caracterización geométrica de los detectores de semiconductor, así como del volumen activo del cristal de germanio hasta obtener un modelo geométrico optimizado. Por otro lado, se ha obtenido un tercer modelo de simulación, pero en este caso de un dosímetro de termoluminiscencia, en concreto de un TLD-100 LiF:Mg,Ti, modelo que se emplea en el servicio de dosimetría personal de la UPV. En el modelo de simulación se incluye una fuente puntual colimada de Rayos-X y el fantoma recomendado por la ISO 4037-3 (water slab phantom). Se obtiene la función de respuesta del dosímetro relativa a la energía del 137Cs y se estudia su comportamiento para diferentes condiciones de irradiación (calidad del haz de Rayos-X y ángulo de incidencia) así como para diversos materiales termoluminiscentes además del LiF. Los modelos de simulación para espectrometría gamma se han utilizado principalmente para la obtención de curvas de calibración en eficiencia para diferentes geometrías y matrices de medición, así como para el cálculo de factores de corrección por pico suma tanto para las series naturales del 238U y 232Th como para radioisótopos específicos empleados en la calibración experimental de los equipos. Por otro lado, se han aplicado los modelos de simulación en el contexto de respuesta en emergencias nucleares o radiológicas. En concreto, el modelo del detector BEGe se ha utilizado para desarrollar una metodología de optimización del proceso de medición de muestras radiactivas en matrices de agua de alta actividad. Esta metodología consiste en un procedimiento logístico que incluye un cribado o screening de emergencias soportado por simulaciones Monte Carlo, enfocado en elegir la configuración óptima de medición para obtener resultados fiables y precisos minimizando la manipulación de la muestra radiactiva. De este modo se reduce el tiempo de respuesta por parte del laboratorio, así como el riesgo de contaminación y exposición a dosis.
[EN] In support of the improvement of measurement quality at the Laboratorio de Radiactividad Ambiental (LRA) of the Universitat Politècnica de València (UPV), the Monte Carlo codes represent a powerful tool to complement the tasks related to the measurement of environmental radioactivity, such as the calibration in efficiency of semiconductor detectors, determination of coincidence summing correction factors and characterization of thermoluminescence dosimeters, among others. In the present thesis, Monte Carlo simulation models are developed using the MCNP6 code and the GEANT4 toolkit. Two semiconductor detector models for gamma spectrometry have been made, one type HPGe (High Purity Germanium) and the other one a BEGe (Broad Energy Germanium), both of high purity germanium. Both detectors are used in the routine activities and procedures carried out by the LRA-UPV. The geometric characterization procedure of the semiconductor detectors is detailed, as well as the active volume of the germanium crystal until an optimized geometric model is obtained. On the other hand, a third simulation model has been developed, but in this case from a thermoluminescence dosimeter, specifically from a TLD-100 LiF:Mg,Ti, a model used in the personal dosimetry service for the monitoring and assessment of the professionally exposed workers belonging to the UPV radioactive facility. The simulation model includes a collimated X-ray point source and the phantom recommended by the ISO 4037-3 (water slab phantom). The response function of the dosimeter relative to the energy of 137Cs is obtained and its behaviour is studied for different irradiation conditions (quality of the X-ray beam and angle of incidence) as well as for several thermoluminescent materials in addition to the LiF. The simulation models for gamma spectrometry have been used mainly to obtain efficiency calibration curves for different geometries and measurement matrices and to calculate true summing correction factors for both the 238U and 232Th natural decay series and for specific radioisotopes used in the experimental calibration of the equipment. On the other hand, simulation models have been applied in the context of nuclear or radiological emergency response. Specifically, the BEGe detector model has been used to develop a methodology for optimisation of the process of measuring radioactive samples in water matrices of high activity. This methodology consists of a logistic procedure that includes a screening for emergencies. This procedure is supported by Monte Carlo simulations, focused on determining the optimal measurement configuration to obtain reliable and accurate results, minimizing the manipulation of the radioactive sample. Therefore, the response time by the laboratory is reduced, as well as the risk of contamination and dose exposure.
[CA] En el suport a la millora de la qualitat de mesura en el Laboratori de Radioactivitat Ambiental de la Universitat Politècnica de València, els codis de Monte Carlo representen una potent eina per a complementar les tasques relacionades amb la mesura de la radioactivitat ambiental, com ara el calibratge en eficiència de detectors de semiconductor, determinació de factors de correcció per coincidència i caracterització de dosímetres de termoluminescència, entre altres. En la present tesi es desenvolupen models de simulació en Monte Carlo a través de codis i eines com MCNP6 i GEANT4. En primer lloc s'han realitzat dos models de detector de semiconductor per a espectrometria gamma, un tipus HPGe (High Purity Germanium) i l'altre BEGe (Broad Energy Germanium), tots dos d'alta puresa de germani. Aquests detectors s'empren en les activitats i procediments rutinaris que es realitzen en el Laboratori de Radioactivitat Ambiental (LRA) de la Universitat Politècnica de València (UPV). Es detalla el procediment de caracterització geomètrica dels detectors de semiconductor, així com del volum actiu del cristall de germani fins a obtindre un model geomètric optimitzat. D'altra banda, s'ha obtingut un tercer model de simulació, però en aquest cas d'un dosímetre de termoluminescència, en concret d'un TLD-100 LiF:Mg,Ti, model que s'empra en el servei de dosimetria personal de la UPV. En el model de simulació s'inclou una font puntual col·limada de Raigs-X i el fantoma recomanat per l'ISO 4037-3 (water slab phantom). S'obté la funció de resposta del dosímetre relativa a l'energia del 137Cs i s'estudia el seu comportament per a diferents condicions d'irradiació (qualitat del feix de Raigs-X i angle d'incidència) així com per a diversos materials termoluminescents a més del LiF. Els models de simulació per a espectrometria gamma s'han utilitzat principalment per a l'obtenció de corbes de calibratge en eficiència per a diferents geometries i matrius de mesurament així com per al càlcul de factors de correcció per pic suma tant per a les sèries naturals del 238U i 232*Th com per a radioisòtops específics utilitzats en el calibratge experimental dels equips. D'altra banda, s'han aplicat els models de simulació en el context de resposta en emergències nuclears o radiològiques. En concret, el model del detector BEGe s'ha utilitzat per a desenvolupar una metodologia d'optimització del procés de mesurament de mostres ambientals radioactives en matrius d'aigua d'alta activitat.. Aquesta metodologia consisteix en un procediment logístic que inclou un screening o cribratge d'emergències, suportat per simulacions Monte Carlo, enfocat a triar la configuració òptima de mesurament per a obtindre resultats fiables i precisos minimitzant la manipulació de la mostra radioactiva. D'aquesta manera es redueix el temps de resposta per part del laboratori, així com el risc de contaminació i exposició a dosi.
Finalmente, a la Universitat Politècnica de València por la financiación a través de la beca de Formación de Personal Investigador (FPI)-Subprograma 2 de la convocatoria de 2015 y a la Cátedra CSN-UPV Vicente Serradell
Ordóñez Ródenas, J. (2020). Desarrollo de Modelos de Simulación por Monte Carlo como Apoyo a la Medida de Radiactividad Ambiental en Operación Rutinaria y de Emergencias [Tesis doctoral no publicada]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/152188
TESIS

This work focuses on the radiation response of Group IV (Si, Ge, SiC, diamond) and III-V (GaAs, GaN, GaP, GaSb, InAs, InP, InSb, AlAs) semiconductors subjected to D–D (2.45 MeV) and D–T (14 MeV) neutrons. The response of each material has been systematically investigated through a direct calculation using nuclear cross-section libraries, MCNP6, and Geant4 numerical simulations. For the semiconductor materials considered, we have investigated in detail the reaction rates per type of reaction (elastic, inelastic, and nonelastic) and proposed an exhaustive classification and counting of all the neutron-induced events and secondary products as a function of their nature and energy. Several metrics for quantifying the susceptibility of the related semiconductor-based electronics to neutron fusions have been finally considered and discussed.

This work focuses on the radiation response of Group IV (Si, Ge, SiC, diamond) and III-V (GaAs, GaN, GaP, GaSb, InAs, InP, InSb, AlAs) semiconductors subjected to D–D (2.45 MeV) and D–T (14 MeV) neutrons. The response of each material has been systematically investigated through a direct calculation using nuclear cross-section libraries, MCNP6, and Geant4 numerical simulations. For the semiconductor materials considered, we have investigated in detail the reaction rates per type of reaction (elastic, inelastic, and nonelastic) and proposed an exhaustive classification and counting of all the neutron-induced events and secondary products as a function of their nature and energy. Several metrics for quantifying the susceptibility of the related semiconductor-based electronics to neutron fusions have been finally considered and discussed.

The isotopes of uranium and their daughter nuclides inside the UO2 pellet emit mono-energetic electrons and beta rays, which generate rather high dose rate near the UO2 pellet and could cause exposure to workers. In this work calculations of electron dose rates have been carried out with Monte Carlo codes, MCNPX and Geant4, for a UO2 pellet and a fuel rod. Comparisons between calculations and measurements have been carried out to verify the calculation results. The results could be used to estimate the dose produced by electrons and beta rays, which could be used to make optimization for radiation protection purpose.

The list of evaluated neutron data libraries in Geant4 format distributed by the IAEA nuclear data service has been updated with six new releases: JEFF-3.3, JEFF-3.2, ENDF/B-VIII.0, ENDF/B-VII.1, BROND-3.1 and JENDL-4.0u (version 2016/1/6). In this report we provide some information concerning the transformation of these six new releases from the ENDF-6 data format into the Geant4 format. In addition, we present a comparison between results obtained with Geant4 and MCNP6 when using these libraries.