Wyniki wyszukiwania - BazTech

Ograniczanie wyników

Znaleziono wyników: 2

Liczba wyników na stronie

Wyniki wyszukiwania

Sortuj według:

Ogranicz wyniki do:

Analiza zjawiska transportu neutronów przez przegrody betonowe i możliwości jego wykorzystania w badaniach materiałowych

Piotrowski T., Skubalski J.

Materiały Budowlane

2014

nr 5

94--96

Symulacje komputerowe wskazują, iż wzrost gęstości przegrody ma niewielki wpływ na osłabienie promieniowania neutronowego. Optymalna kompozycja składu betonu osłonowego przed promieniowaniem gamma jest inna niż optymalna kompozycja betonu osłonowego przed promieniowaniem neutronowym. W artykule przedstawiono dwa badania eksperymentalne pozwalające na analizę zjawiska transportu neutronów przez zaprawy cementowe i naprawcze zaprawy polimerowo-cementowe PCC. Przedmiotem analizy był m.in. wpływ rodzaju cementu, dodatku polimeru oraz wilgotności na transport neutronów oraz możliwości wykorzystania tego zjawiska w badaniach materiałowych.

Monte Carlo computer simulations indicate that an incre- ase in the density of the shielding member has minor effect on the weakening of neutron transport and, therefore, the optimal composition of a shielding concrete against gamma radiation is different than the optimal composition of shielding concrete against neutron radiation, which results from the atomic composition of the barrier. The article presents an analysis of neutrons transport through concrete cement mortar and PCC mortar. The goal was to find an influence of the cement type and moisture content on the shielding properties against neutron of a composite and the possibility of using this phenomenon in building material investigation.

Monte-Carlo aided design of neutron shielding concretes

Tefelski D., Piotrowski T., Polański A., Skubalski J., Blideanu V.

Bulletin of the Polish Academy of Sciences. Technical Sciences

2013

Vol. 61, nr 1

161-171

The process of design of building composites, like concrete is a complex one and involves many aspects like physical and mechanical properties, durability, shielding efficiency, costs of production and dismantlement etc. There are plenty of parameters to optimize and computer tools can help to choose the best solution. A computer aided design plays an important role nowadays. It becomes more accurate, faster and cheaper, so laboratories often apply computer simulation methods prior to field testing. In case of nuclear engineering, the radiation shielding problems are of much importance, because safety of such facilities is a key point. In this article the most effective methods for neutron shielding studies based on Monte-Carlo simulations of neutron transport and nuclide activation studies in concrete are presented. Two codes: MCNPX and CINDER’90 are extensively used to compare the shielding efficiency of commonly used concretes and to study the influence of concentration of B, Ba and Fe elements on shielding efficiency.