Методика математичного моделювання захисних характеристик контейнера для зберігання джерел нейтронів

• Дата: 2017
• Автори: Батій, В.Г., Підберезний, С.С., Рудько, В.М., Федорченко, Д.В.
• Формат: Стаття
• Мова: Ukrainian
• Опубліковано: Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України 2017
• Назва видання: Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля
• Теми: Проблеми Чорнобиля
• Онлайн доступ: https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/127798
• Назва журналу: Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
• Цитувати: Методика математичного моделювання захисних характеристик контейнера для зберігання джерел нейтронів / В.Г. Батій, С.С. Підберезний, В.М. Рудько, Д.В. Федорченко // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2017. — Вип. 28. — С. 68-74. — Бібліогр.: 11 назв. — укр.

Розроблено методику математичного моделювання захисних характеристик контейнера для довгострокового зберігання відпрацьованих джерел швидких нейтронів, у першу чергу ²³⁸ ²³⁹Pu-Be, яка передбачає системний підхід, зокрема врахування всіх головних фізичних явищ, які можуть впливати на рівень радіаційної безпеки. Показано, що крім нейтронів необхідно враховувати випромінювання високоенергетичних гамма-квантів, що утворюються при розпаді високозбуджених рівнів ядра ¹²С, утворених як безпосередньо в реакції ⁹Be(α, n)¹²*C, так і в процесі взаємодії нейтронів з ядрами ¹²C, що входять до складу водневовмісних захисних матеріалів контейнера. Певний вклад у дозу вносять інші вторинні гамма-кванти, що виникають у результаті взаємодії нейтронів із матеріалами захисту та конструкційними матеріалами контейнера, а також гамма-випромінювання внаслідок радіоактивного розпаду ізотопів плутонію та ²⁴¹Am, який накопичується при розпаді домішки ²⁴¹Pu у процесі довгострокового зберігання.