بهينه سازي حفاظ چشمه نقطه اي Am-Be با استفاده از شبيه سازي با كد محاسباتي MCNPX

Shielding Optimization of an Am-Be Neutron Source by MCNPX Code

در اين تحقيق سعي بر آن است كه با طراحي يك سيستم مناسب، حفاظ اطراف يك چشمه نوتروني بهينه سازي شود. براي اين منظور ابتدا با در نظر گرفتن مواد مختلف كه به عنوان كندكننده نوترون به كار م يروند و مقايسه اين مواد از لحاظ كارايي، در دسترس بودن، قيمت و خواص فيزيكي بهترين ماده انتخاب شده و با توجه به طيف نوترون چشمه مورد نظر ( Am-Be) ضخامت اين كندكننده به گونه اي بهينه مي گردد كه ماكزيمم شار ترمال در خارج از آن به دست آيد. اين كار به اين منظور انجام مي شود كه علاوه بر استفاده از اين شار بتوان با طراحي حفاظي از جنس يك جاذب كه پس از اين كندكننده قرار مي گيرد، ميزان دز تابشي را در محيط اطراف به حداقل رساند. اين مسئله با توجه به اين نكته صورت مي گيرد كه سطح مقطع جذب نوترو نهاي حرارتي براي اكثر مواد بيشتر از سطح مقطع جذب نوترون هاي با انرژ يهاي بالاتر است. به دليل تابش فوتو نهاي ساطع شده كه در اثر جذب نوترو نها در جاذب به وجود مي آيند و همچنين پرتو گاماي خروجي از چشمه، در نهايت يك حفاظ براي اين پرتوها نيز در نظر گرفته مي شود. پس از بهينه سازي مكا نهاي پرتودهي با ماكزيمم شار حرارتي و سريع تعيين مي شود. در كليه قسمت هاي اين طراحي برا ي شبيه سازي از كد MCNPX استفاده شده است، كه قابليت هاي بسيار خوبي در مسائل حفاظ سازي دارد.

This study investigates shielding design of an isotropic 241Am-9Be neutron source using Monte Carlo code MCNPX. Typical Am-Be neutron sources emit neutrons with a broad spectrum. Different materials were studied in terms of both moderating power of first layer and absorbing ability of the second one. This arrangement is consistent with safety requirements, cost limitations and material availability. After optimizing the moderator thickness by MCNP code, different materials for attenuating neutrons, most of which were thermal because of moderating, were examined. Then moderator was fixed and the best shield configuration was chosen to minimize equivalent dose outside the shield. For this purpose, MCNPX flux to dose conversion factor was used. Finally, proper sites were determined in order to achieve maximum thermal and fast neutron flux. This configuration enables us to use neutron flux of sites with different energy ranges for irradiating samples without exposing personnel to radiation