شبيه‌سازي حفاظي چندلايه براي يك چشمه استوانه‌اي 241Am-Beبه‌منظور كاهش هرچه بيشتر دز معادل نوترون با استفاده از كد MCNP5

Multilayer shielding simulation for a cylindrical 241Am-Be source in order to further reduce neutron equivalent dose using MCNP5 code

در اين تحقيق، برای شبيه‌سازی حفاظ‌های نوترونی از كد محاسباتی MCNP5 استفاده شده و سه نوع چيدمان حفاظ تفكيك شده چندلايه‌ و همگن كه توسط چشمۀ نوترونی 241Am-Be مورد تابش قرار گرفتند، بررسی گرديد. در اين حفاظ‌ها، از پلی اتيلن (C2H4) و پلی استايرن (C8H8) به‌عنوان مواد كندكننده، از كربيد بور (B4C) به‌عنوان مادۀ جاذب نوترون‌های حرارتی و از فولاد ضد زنگ (Stainless Steel) به‌عنوان جاذب پرتوهای گاما استفاده شد. هدف نهايی اين تحقيق، درنظرگرفتن بهترين نوع چيدمان برای چشمۀ مورد نظر جهت دستيابی به كمترين مقدار شار و دز توليد شده در بيرون حفاظ به‌منظور اطمينان از سطح مجاز آن‌هاست. به‌منظور راستی‌آزمايی شبيه‌سازی، نتايج محاسبات با يك كار تجربی مقايسه شد.

In order to simulate neutron shields, MCNP5 calculation code was used and three types of homogeneous and separated shield multilayer arrangement, irradiated with 241Am-Be neutron sources were investigated. In these shields, the polyethylene (C2H4) and polystyrene (C8H8) were used as moderator material, and the boron carbide (B4C), as a thermal neutron absorber material and stainless steel as a absorber gamma rays materials. The ultimate goal of this research, was obtaining the best type of arrangement for the source to achieve the lowest fluence and dose produced outside to ensure their allowable level. To verify the simulation, the results were compared with an experimental work.