nucВестник НЯЦ РКNNC RK Bulletin1729-75161729-7885Национальный ядерный центр Республики Казахстан10.52676/1729-7885-2023-3-174-181nuc-564Research ArticleСтатьиРЕЗУЛЬТАТЫ РАСЧЕТА ПОЛЯ ЭФФЕКТИВНОЙ ДОЗЫ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ В ЦЕНТРАЛЬНОМ ЗАЛЕ РЕАКТОРА ИГРRESULTS OF CALCULATION OF THE EFFECTIVE DOSE FIELD OF IONIZING RADIATION IN THE CENTRAL ROOM OF THE IGR REACTORМухамедиевА. К.MukhamediyevA. K.

Асхат Кспекович Мухамедиев

Курчатов

Kurchatov

mukhamediev@nnc.kzВуримА. Д.VurimA. D.

Александр Давидович Вурим

Курчатов

Kurchatov

vurim@nnc.kzПрозороваИ. В.ProzorovaI. V.

Ирина Валентиновна Прозорова

Курчатов

Kurchatov

prozorova@nnc.kzПрозоровА. А.ProzorovA. A.

Андрей Александрович Прозоров

Курчатов

Kurchatov

paa@nnc.kzФилиал «Институт атомной энергии» РГП НЯЦ РККазахстанBranch “Institute of Atomic Energy” RSE NNC RKKazakhstan20233009202303174181Copyright © Мухамедиев А.К., Вурим А.Д., Прозорова И.В., Прозоров А.А., 20232023Мухамедиев А.К., Вурим А.Д., Прозорова И.В., Прозоров А.А.Mukhamediyev A.K., Vurim A.D., Prozorova I.V., Prozorov A.A.Данная работа распространяется под лицензией Creative Commons Attribution 4.0.This work is licensed under a Creative Commons Attribution 4.0 License.https://journals.nnc.kz/jour/article/view/564

Оценены характеристики поля эффективной дозы и мощности дозы ионизирующего излучения, формирующейся в зале реактора ИГР при его работе на постоянной мощности 100 МВт в течение 40 секунд.

Определена величина эффективной дозы и ее мощности в экспериментальном устройстве с целью оценки уровня потенциальной радиационной нагрузки на малогабаритные нейтронные детекторы (камеры деления), которые предполагается использовать для измерения локальных значений плотности потока быстрых нейтронов при облучении устройства в реакторе ИГР.

Для проведения расчетов разработаны модели реактора ИГР с верхним перекрытием, бетонной биологической защитой и двумя вариантами загрузки центрального экспериментального канала реактора. Моделирование переноса фотонов выполнено с использованием кода MCNP5 и библиотеками констант ENDF/B-5,6, при этом характеристики продуктов деления, процессы распада 235U и процессы формирования полей γ-квантов описывались с использованием библиотек ядерных данных МАГАТЭ и JAEA.

Валидации предложенного метода расчета эффективной дозы выполнена по результатам прямых измерений эффективной дозы в зале реактора. Результаты валидации подтверждают корректность предложенных расчетных моделей и методик, и, соответственно, допустимость их применения для оценки радиационной обстановки в зале реактора ИГР.

Полученные результаты будут использоваться при выборе мест размещения вторичной аппаратуры системы измерения параметров экспериментальных устройств.

The characteristics of the effective dose field and the dose rate of the ionizing radiation formed in the room of the IGR reactor during its operation at a constant power of 100 MW for 40 seconds have been estimated.

The value of the effective dose and its power in the experimental device has been determined in order to assess the level of the potential radiation load on the small-sized neutron detectors (fission chambers), which are supposed to be used to measure the local values of the fast neutron flux density during the irradiation of the device in the IGR reactor.

To carry out the calculations, the models of the IGR reactor with an upper ceiling, concrete biological protection and two options for loading the central experimental channel of the reactor have been developed. Photon transfer modeling has been performed using the MCNP5 code and the libraries of ENDF/B-5,6 constants, while the characteristics of fission products, 235U decay processes and the processes of formation of gamma-quantum fields were described using the IAEA and JAEA nuclear data libraries.

The validation of the proposed method for calculating the effective dose has been performed based on the results of the direct measurements of the effective dose in the reactor room. The validation results confirm the correctness of the proposed calculation models and techniques, and, accordingly, the admissibility of their application for assessing the radiation situation in the IGR reactor room.

The obtained results will be used in the selection of the locations of secondary equipment for measuring the parameters of the experimental devices.

реактор ИГРγ-излучениеγ-активностьмощность эффективной дозыMCNPSAIGAIGR reactorγ-radiationγ-activityeffective dose rateMCNPSAIGAДанные исследования финансировались Министерством энергетики Республики Казахстан в рамках научно-технической программы «Развитие атомной энергетики в Республике Казахстан» (ИРН – BR09158470)ReferencesЦхе В.К., Котляр А.Н., Миллер А.А., Гайдайчук В.А., Кажитаев С.М., Вурим А.Д., Гныря В.С., Прозорова И.В., Мухамедиев А.К. Исследования в обоснование проекта вывода реакторной установки ИГР из эксплуатации. Вестник НЯЦ РК. 2022;(4):56-62. https://doi.org/10.52676/1729-7885-2022-4-56-62Tskhe V.K., Kotlyar A.N., Miller A.A., Gaydaychuk V.A., Kazhitaev S.M., Vurim A.D., Gnyrya V.S., Prozorova I.V., Mukhamediev A.K. Issledovaniya v obosnovanie proekta vyvoda reaktornoy ustanovki IGR iz ekspluatatsii. Vestnik NYaTs RK. 2022;(4):56-62. https://doi.org/10.52676/1729-7885-2022-4-56-62Payot, F, Serre, F. Specifications for the SAIGA program / Reference CEA/DEN/CAD/DTN/SMTA/LEAG/ST/201832 VERSION B. CEA, Cadarache Center, January 23, 2019.Payot, F, Serre, F. Specifications for the SAIGA program / Reference CEA/DEN/CAD/DTN/SMTA/LEAG/ST/201832 VERSION B. CEA, Cadarache Center, January 23, 2019.Orabi, M. A simple simulation model to estimate indoor absorbed γ radiation doses in air. Indian J Phys 95, 337– 347 (2021). https://doi.org/10.1007/s12648-020-01708-4Orabi, M. A simple simulation model to estimate indoor absorbed γ radiation doses in air. Indian J Phys 95, 337– 347 (2021). https://doi.org/10.1007/s12648-020-01708-4Суслов И. Р, Лямцев И. А. Комбинированный метод расчета защиты ЯЭУ // Атомная энергия. Том 125, вып. 2. – 2018. – С. 74—78Suslov I. R, Lyamtsev I. A. Kombinirovannyy metod rascheta zashchity YaEU // Atomnaya energiya. Tom 125, Issue 2. — 2018. – P. 74–78.R. Sanchez. Prospects in deterministic three-dimensional whole-core transport calculations. Nuclear Engineering and Technology, 44(2):113-150, 2012R. Sanchez. Prospects in deterministic three-dimensional whole-core transport calculations. Nuclear Engineering and Technology, 44(2):113-150, 2012.Н. P. Smith, J. С. Wagner. A case study in manual and automated Monte Carlo variance reduction with a deep penetration reactor shielding problem, Nuclear Mathematical and Computational Sciences: A Century in Review, A Century Anew, Catlinburg, Tennessee, April 6–11, 2003.N. P. Smith, J. S. Wagner. A case study in manual and automated Monte Carlo variance reduction with a deep penetration reactor shielding problem, Nuclear Mathematical and Computational Sciences: A Century in Review, A Century Anew, Catlinburg, Tennessee, April 6–11, 2003.Реактор ИГР, Экспериментальная база | [Электронный ресурс]: филиал «Институт атомной энергии» РГП НЯЦ РК. URL: http://iae.kz/reaktor-igr (дата обращения: 24.06.2023).Reaktor IGR, Eksperimental'naya baza | [Elektronnyy resurs]: filial «Institut Atomnoy Energii» RGP NYaTs RK. URL: http://iae.kz/reaktor-igr (data obrashcheniya: 24.06.2023).MCNP – A General Monte Carlo N-Particle Transport Code. Version 5. Volume I. II. III. X-5 Monte Carlo Team. Los Alamos. New Mexico 2003MCNP – A General Monte Carlo N-Particle Transport Code. Version 5. Volume I. II. III. X-5 Monte Carlo Team. Los Alamos. New Mexico 2003.Briesmeister, J. F. MCNP − a general Monte-Carlo Code for neutron and photon Transport / J.F. Briesmeister [et al.]. – Los Alamos, 1997. – LA-7396M.Briesmeister, J. F. MCNP − a general Monte-Carlo Code for neutron and photon Transport / J.F. Briesmeister [et al.]. – Los Alamos, 1997. – LA-7396M.MacFarlane, R.E. New Thermal Neutron Scattering Files for ENDF/B-VI Release 2. – Los Alamos, 1994.– LA12639-MSMacFarlane, R.E. New Thermal Neutron Scattering Files for ENDF/B-VI Release 2. – Los Alamos, 1994.– LA12639-MS.Международное Агентство по Атомной Энергии (МАГАТЭ): https://www-nds.iaea.org/relnsd/vcharthtml/VChartHTML.htmlMezhdunarodnoe Agentstvo po Atomnoy Energii (MAGATE): https://www-nds.iaea.org/relnsd/vcharthtml/VChartHTML.htmlNuclear Data Center Japan Atomic Energy Agency (JAEA): https://wwwndc.jaea.go.jp/NuC/index.html.,2020/01/17.Nuclear Data Center Japan Atomic Energy Agency (JAEA): https://wwwndc.jaea.go.jp/NuC/index.html.,2020/01/17Н.Г. Гусев, Л.Р. Кимель, Е.Е. Ковалев, В.П. Машкович, Б.Г. Пологих, А.П. Суворов. Защита от ионизирующих излучений. В 2 томах. Под ред. проф. Н.Г. Гусева, Т. II. М., Атомиздат, 1973, 344 с.N.G. Gusev, L.R. Kimel', E.E. Kovalev, V.P. Mashkovich, B.G. Pologikh, A.P. Suvorov. Zashchita ot Ioniziruyushchikh Izlucheniy. V 2 tomakh. Pod red. prof. N.G. Guseva, T. II. Moscow, Atomizdat, 1973, 344 p.Гигиенические нормативы СЭТОРБ-2015 от 27.02.2015 №155.Gigienicheskie normativy SETORB-2015 ot 27.02.2015 No. 155.

The authors declare that there are no conflicts of interest present.