Original title:
Simulace stínění ionizujícího záření programem MCNP
Translated title:
Ionizing radiation shielding simulation using MCNP code
Authors:
Konček, Róbert ; Košťál,, Michal (referee) ; Katovský, Karel (advisor) Document type: Master’s theses
Year:
2015
Language:
cze Publisher:
Vysoké učení technické v Brně. Fakulta elektrotechniky a komunikačních technologií Abstract:
[cze][eng]
Žiarenie je definované ako ionizujúce, ak má dostatok energie na vytrhnutie elektrónov z atómov alebo molekúl, počas jeho prechodu látkovým prostredím. Z tejto schopnosti vyplýva jeho potenciál pôsobiť škodlivo na tkanivá živých organizmov. Tienenie ionizujúceho žiarenia je preto disciplína s veľkou praktickou dôležitosťou. Táto práca nadväzuje na autorovu predchádzajúcu prácu v tejto oblasti a rozširuje ju diskutovaním teoretických a praktických problémov pokročilých výpočtov tienenia. V teoretickej časti práce je diskutovaných niekoľko prístupov k výpočtom fluencie alebo dávky v ľubovoľnom bode priestoru. Metódy zdrojových jadier poskytujú dostatočne presné výsledky pre jednoduchšie úlohy z oblasti tienenia. V mnohých praktických prípadoch je však potrebné použiť výpočty založené na transportnej teórii. Existujú dva základné typy transportných výpočtov: deterministické výpočty, pri ktorých je numericky vyriešená lineárna Boltzmannova rovnica, a výpočty Monte Carlo, v ktorých prebieha simulácia stochastického putovania častíc cez geometriu úlohy. Výhody a nevýhody oboch metód sú diskutované. V praktickej časti sú výsledky výpočtov tienenia ionizujúceho žiarenia získané významným Monte Carlo kódom - MCNP6, porovnané s výsledkami z experimentov, ktoré boli vykonané v Dielni ionizujúceho žiarenia na Ústave elektroenergetiky, FEKT VUT. Tieto experimenty pozostávali z umiestnenia rádioizotopu kobalt-60 v troch rôznych polohách do oloveného kolimátora a počítania pulzov dvomi rôznymi scintilačnými detektormi položenými oproti otvoru v kolimátore, pričom medzi zdrojom a použitým detektorom striedavo je alebo nie je olovený tieniaci štít. Zhoda výpočtov a dát z meraní je vzhľadom na neistoty inherentné v experimentálnej zostave rozumná. Vykonaná citlivostná analýza ukazuje relatívnu dôležitosť rôznych parametrov použitých ako vstupy v simuláciách, napr. hustôt materiálov alebo rozmery scintilačných kryštálov. Okomentované vstupné súbory použité pri simulácii v MCNP sú taktiež súčasťou práce.
Radiation is defined as ionizing if it has enough energy to remove electrons from atoms or molecules when it passes through or collides with matter. This ability implies potentially detrimental effects on living tissue. Ionizing radiation shielding is therefore a discipline of great practical importance. The thesis builds upon the author's previous work on the topic and widens the scope of discussion with theoretical and practical issues of advanced shielding calculations. The theoretical part of the thesis describes several approaches to calculating fluence or absorbed dose at an arbitrary point in space. Point-kernel methods provide sufficiently accurate results for simpler shielding problems. In many practical cases, however, calculations based on the transport theory are necessary. There are two basic types of transport calculations: deterministic transport calculations in which the linear Boltzmann equation is solved numerically, and Monte Carlo calculations in which a simulation is made of how particles migrate stochastically through the problem geometry. Advantages and disadvantages of both methods are discussed. In the practical part are the results of radiation shielding calculations performed with a major Monte Carlo code - MCNP6, compared with those obtained in the experiments, which were carried out at the Ionizing Radiation Laboratory at Department of Electrical Power Engeneering, FEEC BUT. The experiments consisted of placing a cobalt-60 radioisotope source at three different positions inside a lead collimator, and counting pulses with two different scintillation detectors positioned in front of the opening of the collimator, alternately with or without lead shield located between the source and the used detector. Agreement of the calculations and the data from the measurements is reasonable, given the inherent uncertainties of the experimental set-up. Performed sensitivity analysis shows relative importances of different parameters used as inputs in simulations, such as densities of materials, or dimensions of the scintillation crystals. Annotated MCNP input files used for simulation are also part of the thesis.
Keywords:
Gamma spectroscopy; ionizing radiation shielding; MCNP; Monte Carlo.; Gama spektroskopia; MCNP; Monte Carlo.; tienenie ionizujúceho žiarenia
Institution: Brno University of Technology
(web)
Document availability information: Fulltext is available in the Brno University of Technology Digital Library. Original record: http://hdl.handle.net/11012/39477
guest ::
