РАСПРЕДЕЛЕНИЕ ЭФФЕКТИВНОЙ ДОЗЫ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ В ЦЕНТРАЛЬНОМ ЗАЛЕ РЕАКТОРА ИГР ПРИ ПРОВЕДЕНИИ ПУСКОВ

Аннотация

Разработана расчетная модель реактора ИГР с верхним перекрытием, бетонной биологической защитой. Моделирование переноса фотонов выполнено с использованием кода MCNP5 и библиотеками констант ENDF/B-5, 6. Характеристики продуктов деления, процессы распада урана-235 и формирования полей гамма-квантов описаны с использованием библиотек ядерных данных МАГАТЭ и JAEA. Актуальность исследования связана с тем, что предложенный подход позволяет получить пространственную визуализацию условий работы ядерного реактора после проведения пусков. Значимость результатов состоит в том, что оценены характеристики поля эффективной дозы и ее мощности в центральном зале реактора ИГР при его работе на постоянной мощности 100 МВт в течение 40 с, определена мощность эффективной дозы для 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. Валидация предложенного способа расчета эффективной дозы гамма-излучения выполнена по результатам ее прямых измерений в центральном зале реактора. Ее результаты подтверждают корректность предложенных расчетных моделей и методик, и, соответственно, допустимость их применения для оценки радиационной обстановки в центральном зале реактора ИГР. Рис. 4, табл. 6, список лит. 13 назв.