A szimulációs programmal egy reaktorhoz közeli mérőhely sugárvédelmi optimalizálását végezhetjük el. A rendelkezésre álló helyen meg kellene találni a felhasználható anyagokból készült védőrétegek olyan összetételét, amivel a mérőhelyen dolgozókat érő dózisteljesítmény minimális.

 A sugárforrásunk egy kis méretű kutatóreaktor, hasonló a BME Oktatóreaktorához (az ábra bal oldalán). A reaktor mellett található ún. „forró kamrában” (Mérőszoba) frissen besugárzott anyagok vizsgálatát lehet elvégezni. A mérést végzők egészségének védelme érdekében fontos, hogy ebben a szobában a reaktorból származó dózisteljesítmény minél kisebb legyen. Az egyszerűség kedvéért a szimulációban a természetes háttérsugárzás hatását elhanyagoltuk. Miután csak az árnyékolóanyagok hatását vizsgáljuk, elhanyagoljuk a sugárterek távolság miatti csökkenését is. 

Sugárzási típusok
A reaktorból származó sugárzások közül sugárvédelmi szempontból hármat különböztetünk meg:
1) gyors neutronok,
2) termikus (lassú) neutronok és
3) gamma fotonok.
(A béta- és alfa részecskék nagyon rövid úton elnyelődnek a reaktorban illetve az akörüli anyagokban, így ezekkel most nem kell számolni.) Az egyes sugárzások élettani hatása különböző, ezért az egyenérték dózis számításakor eltérő súlyfaktorral vesszük őket figyelembe. A gammák súlya 1, a termikus neutronoké (ebben a feladatban) 5, míg a gyors neutronok súlya 20. A teljes dózis a különböző sugárzások beütésszámának súlyozott összegéből számítható:
D ~ N_gamma + 5*N_termikus + 20*N_gyors.

A szimulációban lehetőség van a kiindulási sugárzások fluxusának értékét külön-külön megválasztani a három függőleges csúszka segítségével. Az F jelű eszköz a gyorsneutronok kezdeti fluxusát, az N jelű eszköz a lassú neutronok kezdeti fluxusát, a G jelű eszköz pedig a gammák fluxusát változtatja 50 és 200 között (tetszőleges egységben). Így különböző sugárösszetételű sugártér árnyékolását is vizsgálhatjuk.

Sugárárnyékolásban fontos folyamatok 
Az árnyékolásra felhasznált anyagokban különböző folyamatok mehetnek végbe. Mind a háromféle sugárzás elnyelődhet (abszorpció, amit nem követ semmi), a gyors neutronok termikusra lassulhatnak vagy elnyelődés után gammát kelthetnek, illetve a termikus neutronok gammát is kelthetnek, amikor elnyelődnek. Az egyszerre lezajló 6 különböző folyamat egységnyi vastagságú anyagra vonatkozó valószínűsége minden anyag és folyamat esetén más, és egymástól is több nagyságrenddel különböző lehet. A szimulációba épített 3x6 = 18 valószínűségi paraméter realisztikus, valós méréseken és szimulációkon alapul.

Használható anyagok 
Háromféle anyag áll rendelkezésünkre:
1) paraffin,
2) bórsavas víz és
3) ólom.
Ez a három anyag a sugárvédelemben elterjedt, ugyanakkor mindhárom markánsan különböző módon viselkedik az egyes folyamatok tekintetében: a paraffin kiváló neutronlassító (moderátor), a bóros víz moderátor és egyben neutron- és gamma elnyelő is, az ólom hatékony gamma abszorbens. Könnyítésként a szimuláció kirajzolja a három sugártér változását is az egyes sugárvédő rétegekben.

Cél
Feladatunk, hogy a rendelkezésre álló 100 centiméteres térben megfelelő sorrendben megfelelő vastagságú rétegeket helyezzünk el, amivel a dózis minimalizálható. Segítségünkre szolgál, hogy a dózisteljesítmény mérése mellett van egy beütésszámlálónk is, ami a detektorba jutó részecskék detektálási hatásfokának megfelelő összeget méri. Felhívjuk a figyelmet arra, hogy a három sugárzástípus detektálási hatásfoka nem azonos a sugárzási tényezőkkel, amelyeket a dózisteljesítmény meghatározásánál használunk! Van továbbá egy dózismérőnk is, amely a mérési idő alatt leadott összes dózist méri. Mivel a nukleáris folyamatok csak statisztikusan értelmezhetők, ezért az egyes detektorok beütésszáma a várható érték (átlag) körül ingadozik. Hogy csökkentsük a mérés szórását és ezáltal az optimum bizonytalanságát, minden beállítás mellett szükség van egy minimális mérési időre, aminek meghatározása a mi feladatunk. Próbáljunk meg mindig egy olyan mérési időt találni, amivel az eredmények szórása 10% alatt marad. A természetes háttérsugárzás dózisteljesítménye Budapesten kb. 100 nSv/h.  A sugárárnyékolás elfogadható, ha ez alá tudjuk vinni a reaktorból származó dózisintenzitást.  

A szimuláció a 2016. évi Országos Szilárd Leó Fizikaverseny számítógépes szimulációs feladatának kissé bővített változata. (http://www.szilardverseny.hu/orszagos-verseny/feladatsorok)