Determination of spatial and energetic distributions

of neutrons and photons through shields

and the biological dose in tissue

 

Détermination de la distribution spatiale et énergétique des neutrons et des photons à travers des blocs

de protection et la dose reçue par un tissu biologique

 

A. Elmorabiti1,  A. Jehouani2*, E. Eddib2

1PSS, CNESTEN, B.P. 1382, R.P. 10001, Rabat-Maroc

2EPRA, Département de Physique, Faculté des Sciences Semlalia, BP. 2390, 40000- Marrakech,

* Corresponding author. E-mail: jehouani@ucam.ac.ma

Received: 01 April 2006; revised version accepted: 28 January 2009

 

Abstract

     In general the protection against radiations is accomplished by using shields between sources and operators. In the present study, two different methods are used to solve the radiation transport equation in order to determine the neutrons flux and the distribution of generated gamma photons in shields. Then the radiological dose rate distribution is evaluated in a biological tissue behind shields made of different kinds of materials. The MCNP-4B code is used to validate our programs. We have found that the aluminium produce more gamma photons at high energies.

 

Keywords : neutron; gamma; transport; shielding; Monte Carlo; Equivalent dose.

 

Résumé

     Dans la pratique, on utilise un blindage qui consiste à interposer entre la source et les opérateurs une substance de caractéristique d’arrêter totalement ou partiellement les rayonnements. Dans le présent travail deux méthodes différentes sont utilisées pour résoudre l’équation de transport multi groupe : une déterministe et une probabiliste en tenant compte de l’anisotropie de la diffusion des neutrons. Ensuite la distribution spatiale et énergétique des photons gamma générés par capture radiative est déterminée. Le code MCNP-4B est utilise pour qualifier nos programmes de calcul. Cette étude a permis de montrer que l’aluminium produit plus de photons gamma de hautes énergies.

 

Mots clés : neutron; gamma; transport; protection; Monte Carlo; Equivalent dose.

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