Author: HECTOR RENE VEGA CARRILLO

Laboratorio de patrones neutrónicos del CIEMAT

HECTOR RENE VEGA CARRILLO (2014)

Mediante una serie de cálculos con métodos Monte Carlo con el código MCNPX se ha

caracterizado el campo de neutrones producido por las fuentes de calibración existentes

en el laboratorio de Patrones Neutrónicos, LPN, del Centro de Investigaciones

Energéticas, Medioambientales y Tecnológicas, CIEMAT. El laboratorio cuenta con dos

fuentes de calibración de neutrones una de 241AmBe y una 252Cf que son almacenadas

en una piscina de agua. Se construyó un modelo tridimensional detallado de la sala con

la bancada de acero inoxidable puntualizando en el seleccionador de las fuentes que las

coloca en su posición de irradiar a 4 m del suelo, en la mesa de irradiación y la piscina

de almacenamiento. Cada una de las fuentes se definió en el modelo en su doble

encapsulado de acero. Se calcularon los espectros con distintos casos con el fin de

calcular la aportación de cada elemento que impacta al transporte de los neutrones. Se

calcularon los espectros de las fuentes de calibración a diferentes distancias colocadas

respecto a la fuente desde 0, 15, 35, 50 a 300 cm sobre la bancada y de igual manera los

valores de la dosis equivalente ambiental utilizando los criterios del ICRP 74. Los

resultados muestran claramente que la mayor contribución en la modificación del

espectro se le atribuye a las paredes, y suelo del recinto del LPN.

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CIENCIAS FÍSICO MATEMÁTICAS Y CIENCIAS DE LA TIERRA espectros de neutrones MCNPX dosis

Characterization of an 241AmBe neutron irradiation facility by different spectrometric techniques

HECTOR RENE VEGA CARRILLO (2012)

An automated panoramic irradiator with a 111 GBq (3 Ci)

241Am-Be neutron source is installed in a bunker-type large

room (16.25 m long, 8.90 m width, 8 m high) at UPM.

The irradiation bench is placed at 3 m from the floor and at

about 4.5 m from any lateral wall.

A neutron spectrometry campaign was organized with four

groups participating with different Bonner Sphere

Spectrometers (BSS) and using different spectral unfolding

codes.

The objective is to better characterize the facility, but also

the intercomparison itself.

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CIENCIAS FÍSICO MATEMÁTICAS Y CIENCIAS DE LA TIERRA 241Am-Be neutron source neutron spectrometry campaign Bonner Sphere Spectrometers (BSS)

Studies on neutron and photon KERMA parameters for human body organs

HECTOR RENE VEGA CARRILLO (2016)

A study on neu tron kerma fac tors and pho ton air-kerma for hu man or gans is pre sented for

neu tron en ergy range 2.53×10–8 to 29 MeV and pho ton en ergy range 1 keV to 20 MeV. The

human or gans wa ter equiv a lence for pho ton and neu tron, is also pre sented. The ra tio of the

mass-energy ab sorp tion co ef fi cients of hu man or gans to wa ter was found con stant and unity

above 100 keV, whereas there was a large dif fer ence for en er gies be low 100 keV. The neu tron

kerma fac tors of hu man or gans and wa ter are found of same or der of mag ni tude whereas dif -

fers for air. The neu tron kerma fac tors of hu man or gans and tis sue sub sti tutes were found to

be equal to wa ter for neu tron en er gies be tween 63 eV and 200 keV. The skel e ton-cor ti cal bone

was found to be away from wa ter equiv a lence for low-en ergy pho tons and high-en ergy neu -

trons.

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CIENCIAS FÍSICO MATEMÁTICAS Y CIENCIAS DE LA TIERRA human organs kerma photon neutron water

Estudio de un detector de neutrones de centelleo de 10B+ZnS(Ag) como alternativa a los detectores de 3He: Modelo MCNPX y validación

HECTOR RENE VEGA CARRILLO (2015)

Mediante métodos Monte Carlo con el código MCNPX, se ha estimado la respuesta de un detector

de neutrones de centelleo de ZnS(Ag) con un mezcla de 10B de alto enriquecimiento. El detector

consiste en cuatro placas de polimetil metacrilato (PMMA) y cinco capas de ~0,017 cm

10B+ZnS(Ag) en contacto con el PMMA. Se calculó la respuesta del detector desnudo y con

distintos espesores de moderador de polietileno de alta densidad, PEAD, para 29 fuentes

monoenergeticas y para las fuentes de 241AmBe y 252Cf de neutrones. En dichos cálculos se

estimaron las reacciones 10B(n,α)7Li y la fluencia de neutrones en la zona sensible del detector,

10B+ZnS(Ag). Se realizaron medidas en el laboratorio de medias neutrónicas, LMN-UPM, para

cuantificar las detecciones en cuentas por segundo ante una fuente de neutrones de 252Cf a 200cm

sobre la bancada, modelando con MCNPX, dichas medidas se compararon validando el modelo y se

estimó la eficiencia del ZnS(Ag) de detección α. Se realizaron cálculos en el LPN-CIEMAT. A

partir de la validación se realizaron nuevos modelos con geometrías que mejoran la respuesta del

detector tratando de alcanzar la detección de 2,5 cps-ng de 252Cf requisito para ser equiparable en

respuesta a los equipos instalados de 3He en los Monitores de Radiación tipo Pórtico, “Radiation

Portal Monitor, RPM’s”. Este tipo de detector se puede considerar alternativa a los detectores de

3He para la detección de “Special Nuclear Material, SNM”, Material Nuclear Especial.

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CIENCIAS FÍSICO MATEMÁTICAS Y CIENCIAS DE LA TIERRA MCNPX detección Material Nuclear Especial neutrones

X- and γ-ray interaction characteristics of Griffith, Alderson, Frigerio, Goodman and Rossi tissue substitutes

HECTOR RENE VEGA CARRILLO (2015)

Detailed information of radiation interaction, exposure and dose delivery to tissue substitutes is necessary for various branches of radiation physics. In the present investigation X- and γ-ray interaction characteristics of some tissue substitutes such as Griffith, Alderson, Frigerio, Goodman and Rossi have been studied and compared with standard tissues. Effective atomic numbers and air-kerma have been computed using mass attenuation coefficients and mass energy-absorption coefficients, respectively. Energy-absorption buildup

factors for photon energy 0.015 to 15 MeV up to 40 mean free path were calculated using G-P fitting method. These investigations provide further information on the X- and γ-ray interaction of tissue substitutes for various

applications in radiation physics and medical physics.

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CIENCIAS FÍSICO MATEMÁTICAS Y CIENCIAS DE LA TIERRA Tissue substitutes X- and gamma-ray Buildup factors Effective atomic numbers

Neutron spectra re-binning and dose calculation using Monte Carlo methods

HECTOR RENE VEGA CARRILLO (2007)

One hundred thirty lethargy neutron spectra in 60 energy groups were converted to energy spectra and re-binned to 31 energy groups. Original

spectra were taken form the compilation published by the IAEA and covers neutron spectra from isotopic neutron sources, nuclear reactors,

medical and physical application accelerators, cosmic rays, etc. The 31 energy groups were taken from the BUNKIUT unfolding code, which

is utilized to obtain the neutron spectrum from a multisphere neutron spectrometer. Re-binned spectra were utilized to calculate the ambient,

personal and effective doses covering 13 types of doses. This calculation was carried out through the ICRP74 dose-to-fluence conversion

coefficients. This procedure was performed using Monte Carlo methods using the MCNP 4C code. Two experiments were carried out to

obtain, with a Bonner sphere spectrometer, the BUNKIUT code and the UTA4 response matrix, the neutron spectra of 252Cf and 252Cf/D2O.

For both sources and at the same locations the equivalent ambient dose were measured using a rem meter. Measured H*(10) and neutron

spectra were compared with those obtained in the Monte Carlo calculations.

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CIENCIAS FÍSICO MATEMÁTICAS Y CIENCIAS DE LA TIERRA Neutron spectrometry dose Monte Carlo

Calculation of Response matrix of a BSS with 6LiI scintillator

HECTOR RENE VEGA CARRILLO (2008)

The response matrix of a Bonner sphere spectrometer was calculated using MCNP 4C and MCNPX 2.4.0 codes. As thermal neutron detector

a 0.4 cm ×∅ 0.4 cm 6LiI which is located at the center of a set of polyethylene spheres. The response was calculated for 0, 2, 3, 5, 8, 10, and

12 inches-diameter polyethylene spheres for neutrons whose energy goes from 2.50E(-8) to 100 MeV. The response matrix was calculated

for 23 neutron energies, the response functions were energy-interpolated to 51 neutron energies and were compared with a matrix response

reported in the literature, in this comparison both response matrices are in agreement. The main differences were found in the bare detector

and are attributed to the irradiation conditions and cross sections, for the other detectors the differences are due to the cross sections libraries.

Se calcul´o la matriz de respuesta de un espectr´ometro de Esferas de Bonner utilizando los c´odigos Monte Carlo MCNP 4C y MCNPX 2.4.0.

El detector de neutrones t´ermicos del espectr´ometro es un centellador cil´ındrico, 0.4 cm ×∅ 0.4 cm, de 6LiI, que se ubica en el centro de

esferas de polietileno. La respuesta se obtuvo para esferas cuyo di´ametro es 0, 2, 3, 5, 8, 10 y 12 pulgadas y para fuentes monoenerg´eticas

de neutrones de 2.50E(-8) to 100 MeV. La matriz se calcul´o para 23 fuentes monoenerg´eticas, las funciones de respuesta se interpolaron

a 51 energ´ıas que se compararon con las correspondientes reportadas en la literatura. Se encontr´o que ambas matrices son coincidentes,

excepto para neutrones de baja y alta energ´ıa; esta diferencia es atribuida a las condiciones de irradiaci´on utilizadas en ambos estudios y a

las secciones eficaces.

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CIENCIAS FÍSICO MATEMÁTICAS Y CIENCIAS DE LA TIERRA Monte Carlo 6LiI scintillator Bonner sphere neutron spectrometer espectrómetro de esferas de Bonner centellador 6LiI

Optimización de redes neuronales artificiales para la reconstrucción del espectro de neutrones y sus dosis equivalentes

HECTOR RENE VEGA CARRILLO (2014)

En el presente trabajo se utilizo la metodología de diseño robusto de redes neuronales

artificiales para determinar una topología óptima de red capaz de resolver con

eficiencia los problemas de espectrometría y dosimetría de neutrones. Para el diseño de

la topología de red optimizada se entrenaron 36 distintas arquitecturas de red en base a

un arreglo ortogonal con una configuración L9(34), L4(32). Para el entrenamiento de las

redes neuronales, se utilizo un código de cómputo desarrollado en el entorno de

programación de Matlab, el cual automatiza el procesamiento y análisis de la

información, reduciendo considerablemente el tiempo empleado en esta actividad para

el investigador. Para el entrenamiento de las redes de propagación hacia adelante se

utilizo un compendio de espectro de neutrones publicado por la Agencia

Internacional de Energía Atómica, donde del total se utilizaron el 80% para el

entrenamiento y 20% para la prueba, entrenada con un algoritmo de propagación

inversa siendo los datos de entrada las tasas de conteo correspondientes a las 7 esferas

del sistemas espectrométrico de esferas Bonner, como datos de salida, la red neuronal

obtiene el espectro de neutrones expresado en 60 grupos de energía y se calculan de

forma simultánea 15 cantidades dosimétricas.

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CIENCIAS FÍSICO MATEMÁTICAS Y CIENCIAS DE LA TIERRA Redes Neuronales Artificiales Espectrometría Dosimetría Neutrones Esferas Bonner Optimización

Espectrometría y Dosimetría Neutrónica con Redes Neuronales y Esferas Bonner: Un Estudio para Reducir el Número de Esferas

HECTOR RENE VEGA CARRILLO (2016)

Para la espectrometría y dosimetría de neutrones el Sistema Espectrométrico de Esferas Bonner ha sido el sistema más usado, sin embargo, el número, tamaño y peso de las esferas que componen al sistema, la necesidad de utilizar un código de reconstrucción y los largos periodos de tiempo empleados para realizar las

mediciones, son algunos de los inconvenientes que este sistema presenta. Para la reconstrucción de los espectros se han usado diferentes técnicas como las redes neuronales artificiales de propagación inversa. El objetivo de este trabajo fue reducir el número de esferas Bonner y usar las rapideces de conteo en una red neuronal de propagación inversa, optimizada por medio de la metodología de diseño robusto, para reconstruir los espectros de neutrones. Para el diseño de la red neuronal (RN) se usaron los espectros de neutrones del OIEA y la matriz de respuesta de las esferas Bonner con detector de 6 LiI(Eu). Se comparó el desempeño de la red usando 7 esferas Bonner que se comparó con el caso donde solo se usan 2 esferas y 1 esfera. Las topologías de red se entrenaron 36 veces para cada caso manteniendo constante el error objetivo (1E(-3)), el algoritmo de entrenamiento fue trainscg y la metodología de diseño robusto para determinar las mejores arquitecturas de red. Con éstas, se compararon los mejores y peores resultados. Se encontró que los resultados que se obtienen usando 7 esferas son semejantes a los obtenidos con la esfera de 5 in, sin embargo aún se encuentra en una etapa de análisis de información.

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CIENCIAS FÍSICO MATEMÁTICAS Y CIENCIAS DE LA TIERRA Espectrometría de neutrones esferas Bonner redes neuronales artificiales optimización

Analysis of a micro vertical-axis wind turbine by computational fluids simulation

HECTOR RENE VEGA CARRILLO (2015)

The installed capacity of wind energy around the

world using big horizontal-axis wind turbines (HAWT) has grown

substantially in the last two decades. Likewise, research and

development of vertical-axis wind turbines (VAWT) for small

power applications has been increased during the last seven years.

This paper presents the performance analysis related to the power

output of a micro VAWT with three blades in helicoidal form,

based on computacional fluids dynamics simulation (CFD), using

Ansys Fluentr. In the analysis, several parameters related to

the aerodynamic performance were varied, keeping constant the

sweeping area. To compare results, a mathematical model was

created in Matlabr, using the double-multiple streamtube method

(DMST), which considers variations in relative wind speed

through the wind turbine. Results from both, CFD simulation

and DMST model, applied to the micro turbine are presented.

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INGENIERÍA Y TECNOLOGÍA Vertical-axis wind turbine Helical form Darrieus Double-multiple streamtube