Efficiency of the dose rate calculation by Monte-Carlo method and point kernel method when handling radioactive waste
For the gamma-radiation sources with the volume up to 1 m³
 , filled with typical radioactive waste generated at
 NPPs with WWER-1000 reactors, the results of the dose rate (DR) calculations made by Monte-Carlo (MCNP) and
 by point kernel method (MicroShield and VOLUME) ar...
Saved in:
| Published in: | Вопросы атомной науки и техники |
|---|---|
| Date: | 2018 |
| Main Authors: | , , , |
| Format: | Article |
| Language: | English |
| Published: |
Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України
2018
|
| Subjects: | |
| Online Access: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/147063 |
| Tags: |
Add Tag
No Tags, Be the first to tag this record!
|
| Journal Title: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Cite this: | Efficiency of the dose rate calculation by Monte-Carlo method and point kernel method when handling radioactive waste / V.G. Rudychev, N.A. Azarenkov, I.O. Girka, Y.V. Rudychev // Вопросы атомной науки и техники. — 2018. — № 2. — С. 63-69. — Бібліогр.: 9 назв. — англ. |
Institution
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| _version_ | 1862624770539913216 |
|---|---|
| author | Rudychev, V.G. Azarenkov, N.A. Girka, I.O. Rudychev, Y.V. |
| author_facet | Rudychev, V.G. Azarenkov, N.A. Girka, I.O. Rudychev, Y.V. |
| citation_txt | Efficiency of the dose rate calculation by Monte-Carlo method and point kernel method when handling radioactive waste / V.G. Rudychev, N.A. Azarenkov, I.O. Girka, Y.V. Rudychev // Вопросы атомной науки и техники. — 2018. — № 2. — С. 63-69. — Бібліогр.: 9 назв. — англ. |
| collection | DSpace DC |
| container_title | Вопросы атомной науки и техники |
| description | For the gamma-radiation sources with the volume up to 1 m³
, filled with typical radioactive waste generated at
NPPs with WWER-1000 reactors, the results of the dose rate (DR) calculations made by Monte-Carlo (MCNP) and
by point kernel method (MicroShield and VOLUME) are compared. It is shown that the difference of the DR
calculations made by the above methods does not exceed 10%. The values of DR calculated in MicroShield and
VOLUME packages for the shields made of concrete and steel for such sources overestimate the MCNP data by
20…50%. The optimal correction of the buildup factor in the VOLUME package gives an accuracy of 10% in the
shield calculations.
Для джерел гамма-випромінювань з об'ємом до 1 м³
, заповнених типовими радіоактивними відходами,
що утворюються на АЕС з реакторами ВВЕР-1000, проведено порівняння результатів розрахунків
потужності доз (ПД) методами Монте-Карло (MCNP) і інтегрування точкових джерел (MicroShield і
VOLUME). Показано, що при розрахунках ПД методами Монте-Карло та інтегрування точкових джерел
різниця в результатах не перевищує 10%. Результати розрахунків захисних споруд з бетону і сталі для таких
джерел у пакетах MicroShield і VOLUME дають завищені значення ПД (20…50%) у порівнянні з даними
пакета MCNP. Оптимальне коригування фактора накопичення в пакеті VOLUME дає точність розрахунків
захистів приблизно 10%.
Для источников гамма-излучений с объемом до 1 м³
, заполненных типичными радиоактивными
отходами, образующимися на АЭС с реакторами ВВЭР-1000, проведено сравнение результатов расчетов
мощности доз (МД) методами Монте-Карло (MCNP) и интегрирования точечных источников (MicroShield и
VOLUME). Показано, что отличие в результатах не превышает 10% при расчетах МД методами МонтеКарло и интегрирования точечных источников. Результаты расчетов защит из бетона и стали для таких
источников в пакетах MicroShield и VOLUME дают завышенные значения МД (20…50%) по сравнению с
данными пакета MCNP. Оптимальная корректировка фактора накопления в пакете VOLUME дает точность
расчетов защит около 10%.
|
| first_indexed | 2025-12-07T13:32:39Z |
| format | Article |
| fulltext | |
| id | nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-147063 |
| institution | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| issn | 1562-6016 |
| language | English |
| last_indexed | 2025-12-07T13:32:39Z |
| publishDate | 2018 |
| publisher | Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України |
| record_format | dspace |
| spelling | Rudychev, V.G. Azarenkov, N.A. Girka, I.O. Rudychev, Y.V. 2019-02-13T15:08:10Z 2019-02-13T15:08:10Z 2018 Efficiency of the dose rate calculation by Monte-Carlo method and point kernel method when handling radioactive waste / V.G. Rudychev, N.A. Azarenkov, I.O. Girka, Y.V. Rudychev // Вопросы атомной науки и техники. — 2018. — № 2. — С. 63-69. — Бібліогр.: 9 назв. — англ. 1562-6016 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/147063 621.039.546 For the gamma-radiation sources with the volume up to 1 m³
 , filled with typical radioactive waste generated at
 NPPs with WWER-1000 reactors, the results of the dose rate (DR) calculations made by Monte-Carlo (MCNP) and
 by point kernel method (MicroShield and VOLUME) are compared. It is shown that the difference of the DR
 calculations made by the above methods does not exceed 10%. The values of DR calculated in MicroShield and
 VOLUME packages for the shields made of concrete and steel for such sources overestimate the MCNP data by
 20…50%. The optimal correction of the buildup factor in the VOLUME package gives an accuracy of 10% in the
 shield calculations. Для джерел гамма-випромінювань з об'ємом до 1 м³
 , заповнених типовими радіоактивними відходами,
 що утворюються на АЕС з реакторами ВВЕР-1000, проведено порівняння результатів розрахунків
 потужності доз (ПД) методами Монте-Карло (MCNP) і інтегрування точкових джерел (MicroShield і
 VOLUME). Показано, що при розрахунках ПД методами Монте-Карло та інтегрування точкових джерел
 різниця в результатах не перевищує 10%. Результати розрахунків захисних споруд з бетону і сталі для таких
 джерел у пакетах MicroShield і VOLUME дають завищені значення ПД (20…50%) у порівнянні з даними
 пакета MCNP. Оптимальне коригування фактора накопичення в пакеті VOLUME дає точність розрахунків
 захистів приблизно 10%. Для источников гамма-излучений с объемом до 1 м³
 , заполненных типичными радиоактивными
 отходами, образующимися на АЭС с реакторами ВВЭР-1000, проведено сравнение результатов расчетов
 мощности доз (МД) методами Монте-Карло (MCNP) и интегрирования точечных источников (MicroShield и
 VOLUME). Показано, что отличие в результатах не превышает 10% при расчетах МД методами МонтеКарло и интегрирования точечных источников. Результаты расчетов защит из бетона и стали для таких
 источников в пакетах MicroShield и VOLUME дают завышенные значения МД (20…50%) по сравнению с
 данными пакета MCNP. Оптимальная корректировка фактора накопления в пакете VOLUME дает точность
 расчетов защит около 10%. en Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України Вопросы атомной науки и техники Проблемы современной ядерной энергетики Efficiency of the dose rate calculation by Monte-Carlo method and point kernel method when handling radioactive waste Ефективність розрахунків дозових навантажень методами Монте-Карло і точкових джерел при поводженні з РАО Эфективность расчетов дозовых нагрузок методами Монте-Карло и точечных источников при обращении с РАО Article published earlier |
| spellingShingle | Efficiency of the dose rate calculation by Monte-Carlo method and point kernel method when handling radioactive waste Rudychev, V.G. Azarenkov, N.A. Girka, I.O. Rudychev, Y.V. Проблемы современной ядерной энергетики |
| title | Efficiency of the dose rate calculation by Monte-Carlo method and point kernel method when handling radioactive waste |
| title_alt | Ефективність розрахунків дозових навантажень методами Монте-Карло і точкових джерел при поводженні з РАО Эфективность расчетов дозовых нагрузок методами Монте-Карло и точечных источников при обращении с РАО |
| title_full | Efficiency of the dose rate calculation by Monte-Carlo method and point kernel method when handling radioactive waste |
| title_fullStr | Efficiency of the dose rate calculation by Monte-Carlo method and point kernel method when handling radioactive waste |
| title_full_unstemmed | Efficiency of the dose rate calculation by Monte-Carlo method and point kernel method when handling radioactive waste |
| title_short | Efficiency of the dose rate calculation by Monte-Carlo method and point kernel method when handling radioactive waste |
| title_sort | efficiency of the dose rate calculation by monte-carlo method and point kernel method when handling radioactive waste |
| topic | Проблемы современной ядерной энергетики |
| topic_facet | Проблемы современной ядерной энергетики |
| url | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/147063 |
| work_keys_str_mv | AT rudychevvg efficiencyofthedoseratecalculationbymontecarlomethodandpointkernelmethodwhenhandlingradioactivewaste AT azarenkovna efficiencyofthedoseratecalculationbymontecarlomethodandpointkernelmethodwhenhandlingradioactivewaste AT girkaio efficiencyofthedoseratecalculationbymontecarlomethodandpointkernelmethodwhenhandlingradioactivewaste AT rudychevyv efficiencyofthedoseratecalculationbymontecarlomethodandpointkernelmethodwhenhandlingradioactivewaste AT rudychevvg efektivnístʹrozrahunkívdozovihnavantaženʹmetodamimontekarloítočkovihdžerelpripovodžennízrao AT azarenkovna efektivnístʹrozrahunkívdozovihnavantaženʹmetodamimontekarloítočkovihdžerelpripovodžennízrao AT girkaio efektivnístʹrozrahunkívdozovihnavantaženʹmetodamimontekarloítočkovihdžerelpripovodžennízrao AT rudychevyv efektivnístʹrozrahunkívdozovihnavantaženʹmetodamimontekarloítočkovihdžerelpripovodžennízrao AT rudychevvg éfektivnostʹrasčetovdozovyhnagruzokmetodamimontekarloitočečnyhistočnikovpriobraŝeniisrao AT azarenkovna éfektivnostʹrasčetovdozovyhnagruzokmetodamimontekarloitočečnyhistočnikovpriobraŝeniisrao AT girkaio éfektivnostʹrasčetovdozovyhnagruzokmetodamimontekarloitočečnyhistočnikovpriobraŝeniisrao AT rudychevyv éfektivnostʹrasčetovdozovyhnagruzokmetodamimontekarloitočečnyhistočnikovpriobraŝeniisrao |