Gama spektrometrie vzorků ozářených pomocí neutronového zdroje 252-Cf

Nella Hynková

Gamma Spectrometry of Samples Irradiated by Means of 252-Cf Neutron Source

Type of document

bakalářská práce
bachelor thesis

Author

Nella Hynková

Supervisor

Schulc Martin

Opponent

Bílý Tomáš

Field of study

Jaderné inženýrství

Study program

Aplikace přírodních věd

Institutions assigning rank

katedra jaderných reaktorů

Rights

A university thesis is a work protected by the Copyright Act. Extracts, copies and transcripts of the thesis are allowed for personal use only and at one?s own expense. The use of thesis should be in compliance with the Copyright Act http://www.mkcr.cz/assets/autorske-pravo/01-3982006.pdf and the citation ethics http://knihovny.cvut.cz/vychova/vskp.html
Vysokoškolská závěrečná práce je dílo chráněné autorským zákonem. Je možné pořizovat z něj na své náklady a pro svoji osobní potřebu výpisy, opisy a rozmnoženiny. Jeho využití musí být v souladu s autorským zákonem http://www.mkcr.cz/assets/autorske-pravo/01-3982006.pdf a citační etikou http://knihovny.cvut.cz/vychova/vskp.html

Metadata

Show full item record

Abstract

Tato bakalářská práce se zabývá teorií spektrometrie gama záření, polovodičovým HPGe detektorem a popsáním neutronových zdrojů, kde je blíže specifikován použitý neutronový zdroj 252Cf. V praktické části bylo provedeno ozařování aktivační fólie lutecia o rozměrech 2,5 cm x 2,5 cm x 0,1 cm a byly vypočteny reakční rychlosti a aktivity pro jednotlivé reakce. Výsledky byly porovnány s výpočtem reakčních rychlostí s účinnými průřezy získanými z knihoven ENDF/B-VIII.0 a JEFF-3.3 v programu MCNP6.2.

This Bachelor Degree Project deals with the theory of gamma-ray spectrometry, semiconductor HPGe detector and with the description of neutron sources, where the neutron source 252Cf is specified. In the practical part, the irradiation of a 2.5 cm x 2.5 cm x 0.1 cm activation foil of lutetium was performed and the reaction rates and activities for each reaction were calculated. The results were compared with the calculation of reaction rates with effective cross sections from the ENDF/B-VIII.0 and JEFF-3.3 libraries in the MCNP6.2 code.