目的 为了保障中子源利用领域放射工作人员的健康，探讨252Cf自发裂变中子源辐射屏蔽装置的系统设计，研究中子慢化和屏蔽材料的性质. 方法 首先讨论了252Cf中子源慢化和屏蔽的物理特性，然后利用蒙特卡罗粒子运输程序MCNP5构建了屏蔽装置模型，其次利用MCNP5模拟了聚乙烯、含质量分数10％硼的石蜡、重水、石墨和铅等材料的中子慢化和屏蔽效果，以及铁对γ射线的屏蔽效果，模拟过程采用SDEF通用源卡来设置中子源，记数类型使用F2卡进行记数，中子屏蔽层外年当量剂量使用点统计卡(F5)和通量-剂量转换卡(DE和DF卡)计算，中子、光子等效剂量分布计算结果使用网格统计卡记录，所使用的中子、光子通量-剂量转换系数参照国际辐射防护委员会(ICRP)21号报告.结果 聚乙烯和含硼石蜡对中子的慢化效果较好，随着慢化层厚度增加，经慢化后的热中子与物质发生俘获反应，造成热中子数量减少，此时经含硼石蜡慢化后的热中子数量下降趋势快于聚乙烯.当中子慢化剂聚乙烯的厚度达5cm时，透过慢化层发射出的中子注量率达到最大值为5.40×10-4 m-2s-1.中子屏蔽层含硼石蜡厚度为33cm及γ屏蔽层铁厚度为4cm时，由中子和γ射线产生的年有效剂量之和低于ICRP-103号报告和国家标准GB18871-2002的剂量限值.结论 针对252Cf等中子射线与γ射线混合辐射的屏蔽，应首先选用聚乙烯或含硼石蜡等中子吸收截面较大的材料对中子进行慢化和屏蔽，然后选用铁等原子序数较大的材料对γ射线进行屏蔽.为了保障放射工作人员的健康，在252Cf中子源的生产、运输、利用和退役等各个阶段都应采取最优化的辐射防护措施，以使一切辐射照射保持在可合理达到的尽可能低的水平.