TY - JOUR ID - TI - Transport Calculations of photons and neutrons in different shielding materials حساب انتقال الفوتونات والنيوترونات في مواد الدروع المختلفة AU - Talib A. Al-sharify PY - 2006 VL - IS - 19 SP - 149 EP - 156 JO - Al-Rafidain University College For Sciences مجلة كلية الرافدين الجامعة للعلوم SN - 16816870 AB - Transport calculations of photon and neutron fluxes and doses were made. The Monte Carlo multigroup experimental transport code MORSE-CG [1] was used for these calculations with its modified version [2].Distributions of gamma ray fluxes through the shield of a pressurized water reactor were obtained. The shield was represented by layers of water, steel and lead; it was a semi realistic representation of a working reactor.A simulation was made for the total dose that could be received by a person living near a very active radiating source of neutrons or photons. The obtained results were compared with experimental referenced data which shows a very good agreement.

تم حساب الفيض والجرع الاشعاعية لانتقال الفوتونات0 تم استخدام البرنامج الحسابي MORSE [1] الذي يعتمد على طريقة مونتي كارلو في الحسابات وباستخدام نسخة معدلة للبرنامج [2]. تم حساب توزيع فيض اشعة كاما خلال الدرع الواقي لمفاعل ضغط مائي.وتم تمثيل الدرع بشكل طبقات متتالية من الماء والفولاذ والرصاص. وقد كان التمثيل نمذجه شبه حقيقية لمفاعل موجود في العمل حالياً. تم عمل نمذجه لحساب الجرع الاشعاعية التي من الممكن لشخص معين يعيش بالقرب من مصدر اشعاعي نشيط للفوتونات او النيوترونات ان يتعرض لها. تم مقارنة النتائج المستحصلة مع نتائج عملية موثقة وكان التطابق جيد جداً. ER -