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Neutron Radiography System Collimator Design via Monte Carlo Calculation

机译：通过蒙特卡洛计算的中子射线照相系统准直器设计

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Neutron radiography uses the unique interaction probabilities of neutrons to create images of materials. This imaging technique is non-destructive. MCNP Monte Carlo Code has been used to design an optimized neutron radiography system that utilizes 241Am-Be neutron source. Many different arrangements have been simulated to obtain a neutron flux with higher amplitude and more uniform distribution in the collimator outlet, next to image plane. In the final arrangement the specifications of neutron filter, Gamma-ray shield and beam collimator has been determined. Simulations has been carried out for a 5Ci ~(241)Am-Be neutron source. In this case 43.8 n/cm~2s thermal neutron flux has been achieved at a distance of 35 cm from neutron source.
机译：中子射线照相术利用中子独特的相互作用概率来创建材料图像。这种成像技术是非破坏性的。 MCNP蒙特卡罗法则已用于设计利用241Am-Be中子源的优化中子射线照相系统。已经模拟了许多不同的布置，以在准直仪出口中靠近像平面的位置获得具有更高振幅和更均匀分布的中子通量。在最终布置中，确定了中子滤波器，伽马射线防护罩和束准直器的规格。已经对5Ci〜（241）Am-Be中子源进行了仿真。在这种情况下，距中子源35 cm处已达到43.8 n / cm〜2s热中子通量。

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