РЕЗУЛЬТАТЫ РАСЧЕТА ПОЛЯ ЭФФЕКТИВНОЙ ДОЗЫ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ В ЦЕНТРАЛЬНОМ ЗАЛЕ РЕАКТОРА ИГР

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.

1. Цхе 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/10.52676/1729-7885-2022-4-56-62

2. 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.

3. 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/s12648-020-01708-4

4. Суслов И. Р, Лямцев И. А. Комбинированный метод расчета защиты ЯЭУ // Атомная энергия. Том 125, вып. 2. – 2018. – С. 74—78

5. R. Sanchez. Prospects in deterministic three-dimensional whole-core transport calculations. Nuclear Engineering and Technology, 44(2):113-150, 2012

6. 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.

7. Реактор ИГР, Экспериментальная база | [Электронный ресурс]: филиал «Институт атомной энергии» РГП НЯЦ РК. URL: http://iae.kz/reaktor-igr (дата обращения: 24.06.2023).

8. MCNP – A General Monte Carlo N-Particle Transport Code. Version 5. Volume I. II. III. X-5 Monte Carlo Team. Los Alamos. New Mexico 2003

9. Briesmeister, J. F. MCNP − a general Monte-Carlo Code for neutron and photon Transport / J.F. Briesmeister [et al.]. – Los Alamos, 1997. – LA-7396M.

10. MacFarlane, R.E. New Thermal Neutron Scattering Files for ENDF/B-VI Release 2. – Los Alamos, 1994.– LA12639-MS

11. Международное Агентство по Атомной Энергии (МАГАТЭ): https://www-nds.iaea.org/relnsd/vcharthtml/VChartHTML.html

12. Nuclear Data Center Japan Atomic Energy Agency (JAEA): https://wwwndc.jaea.go.jp/NuC/index.html.,2020/01/17.

13. Н.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.

14. Гигиенические нормативы СЭТОРБ-2015 от 27.02.2015 №155.