ИГР РЕАКТОРЫНЫҢ ОРТАЛЫҚ ЗАЛЫНДА ИОНДАУШЫ СӘУЛЕЛЕНУДІҢ ТИІМДІ ДОЗАСЫНЫҢ ӨРІСІН ЕСЕПТЕУ НӘТИЖЕЛЕРІ

ИГР реакторы залында 40 секунд ішінде 100 МВт тұрақты қуатта жұмыс істеген кезде пайда болатын тиімді доза өрісінің және иондаушы сәулелену дозасының қуатынын сипаттамалары бағаланды.

ИГР реакторында құрылғыны сәулелендіру кезінде жылдам нейтрондар ағынының жергілікті тығыздық міндерін өлшеу үшін пайдаланылуға ұсынылатын шағын кабаритті нейтрондық детекторларға (бөлу камераларына) ықтимал радиациялық жүктеме деңгейін бағалау мақсатында эксперименттік құрылғыда тиімді дозаның және оның қуатының шамасы анықталады.

Есептеулерді жүргізу үшін жоғарғы қабаттасуы, бетонды биологиялық қорғанысы және реактордың орталық эксперименттік арнасын жүктеудің екі нұсқасы бар ИГР реакторының модельдері жасалды. Фотонды тасымалдауды модельдеу MCNP5 кодын және ENDF/B-5,6 тұрақты кітапханаларын қолдана отырып жүзеге асырылады, бөліну өнімдерінің сипаттамалары, бөліну өнімдерінің сипаттамалары, 235U ыдырау процестері және γ-кванттық өрістерді қалыптастыру процестері МАГАТЭ және JAEA ядролық деректер кітапханаларын қолдана отырып сипатталған.

Тиімді дозаны есептеудің ұсынылған әдісін валидациялау реактор залында тиімді дозаны тікелей өлшеу нәтижелері бойынша орындалды. Валидация нәтижелері ұсынылған есептеу модельдері мен әдістемелерінің дұрыстығын және сәйкесінше ИГР реакторы залындағы радиациялық жағдайды бағалау үшін оларды қолдануға рұқсат етілетіндігін растайды.

Алынған нәтижелер эксперименттік құрылғылардың параметрлерін өлшеу жүйесінің қайталама аппаратурасын орналастыру орындарын таңдауда пайдаланылатын болады.

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.