Перегляд за Автор "Письменецкий, С.А."

Зараз показуємо 1 - 11 з 11

Solid and liquid waste processing and reducing of personnel doses
(Харкiвський нацiональний унiверситет iм. В.Н. Каразiна, 2012) Azarenkov, N.A.; Rudychev, V.G.; Pismenetskiy, S.A.; Rudychev, Y.V.; Badzym, P.S.; Shapar, S.I.; Vystavna, O.V.; Азаренков, М.А.; Рудичев, В.Г.; Письменецкий, С.А.; Рудичев, Е.В.; Бадзим, П.С.; Шапарь, С.І.; Виставна, О.В.
In order to minimize the radioactive waste volume at the Ukrainian NPP (nuclear power plants) solid waste is burned and compressed and liquid one evaporated. This dramatically increases their activity as well as their radiation doses during of operation process. In accordance with the ALARA principle the technological solutions that reduce doses to personnel were proposed. First part of the complex built on Zaporozhye NPP consists of processing waste incinerators and pressing facilities. The characteristics of the radiation fields for varying geometries of this facility and isotopic composition of obtained waste was simulated using PENELOPE and GEANT codes. Part of the results was performed using the software packages developed by the authors using point sources method. During operations with burned waste pressed ash the wall thickness of buildings, where equipment is placed is needed, up to 40 cm of concrete. Thickness of the steel technological doors for these premises is required to be of about 12 cm. The alternate design of technological doors ( 2cm of steel) by adding special gateway system is to be proposed. З метою мінімізації об’єму радіоактивних відходів на українських АЕС тверді відходи спалюють і пресують, а рідкі – випаровують. Це значно підвищує їхню питому активність і дозу опромінення в процесі переробки. У відповідності до принципу ALARA було запропоновано технологічні рішення, які зменшують дози персоналу. Перша черга комплексу, який споруджується на Запорізькій АЕС, складається з установок спалювання і пресування відходів. Характеристики радіаційних полів при різних геометріях цих установок і ізотопному складі перероблюваних відходів були розраховані за допомогою програм PENELOPE і GEANT. Частину результатів було отримано за допомогою програмного забезпечення, розробленого авторами на основі методу точкових джерел. При операціях із пресованою золою спалених відходів товщину стін у приміщеннях, де експлуатується устаткування, було потрібно збільшити до 40 см бетону. Необхідна товщина стальних технологічних дверей у цих приміщеннях складає 12 см. Запропоновано альтернативний варіант конструкції технологічних дверей (близько 2 см сталі), який передбачає спеціальну захисну огорожу. С целью минимизации объема радиоактивных отходов на украинских АЭС твердые отходы подвергают сжиганию и прессованию, а жидкие – упариванию. Это значительно повышает их удельную активность и дозу облучения в процессе переработки. В соответствии с принципом ALARA были предложены технологические решения, которые сокращают дозы персонала. Первая очередь комплекса, возводимого на Запорожской АЭС, состоит из установок сжигания и прессования отходов. Характеристики радиационных полей для разных геометрий этих установок и изотопного состава принимаемых отходов были рассчитаны с помощью программ PENELOPE и GEANT. Часть результатов была получена с использованием программного обеспечения, разработанного авторами на основе метода точечных источников. При операциях с прессованной золой сожженных отходов толщину стен в помещениях, где эксплуатируется оборудование, потребовалось увеличить до 40 см бетона. Необходимая толщина стальных технологических дверей для этих помещений составляет около 12 см. Предложен альтернативный вариант конструкции технологических дверей (порядка 2 см по стали), который содержит специальное защитное ограждение.
Анализ внешнего гамма-излучения цилиндрической емкости с РАО
(Харкiвський нацiональний унiверситет iм. В.Н. Каразiна, 2008) Письменецкий, С.А.; Рудычев, В.Г.; Рудычев, Е.В.; Тютюник, О.К.
Интегрированием по объему источника и моделированием методом Монте-Карло выполнены расчеты полей внешнего гамма-излучения цилиндрических объемных источников. Предложена формула для модификации значений фактора накопления, используемого для учета самопоглощения и рассеяния в источнике. Отличие результатов расчета двумя методами, при этом, не превышает 10%. Определено, что на заданной дистанции от поверхности источника в радиальном и аксиальном направлениях, мощность дозы минимальна при выполнении условия 2R/h0,9-1,0 (R – радиус, h – высота цилиндра). Оптимальное отношение диаметра к высоте слабо зависит от объема цилиндра и плотности вещества внутри него. Показано, что за счет изменения высоты и диаметра стандартной цилиндрической бочки (объем 200 л, широкое использование для хранения РАО), внешнее излучение РАО в боковом направлении может быть снижено на 15% и более. Эффект снижения дозы увеличивается с удалением от бочки. Dose field outside of a volume cylindrical source has been investigated both Monte-Carlo and volume-integration numerical methods. It was shown the exceeding of calculated dose from a cylindrical source with approximately equilateral cross-section (2Rh) can be reduced within 10% at the expense of adding an adjust multiplier to the buildup factor. Shaping of dose rate spatial distribution which is the nearest to isotropic takes place under the condition 2R/h  0.9-1.0. Those effect is depended weakly on the cylinder volume and on the material density inside the source. The effect of a lateral dose reduction is near 15% compared to 200 liter conventional barrel if radius to altitude ratio is optimized and grows if one steps back from the barrel.
Вклад резонансных нейтронов в активацию молибдена на нейтронном генераторе
(Харкiвський нацiональний унiверситет iм. В.Н. Каразiна, 2009) Довбня, А.Н.; Цымбал, В.А.; Масалитин, Н.Д.; Письменецкий, С.А.; Стоянов, А.Ф.; Шахов, Д.Ю.
Рассмотрено взаимодействие нейтронов, создаваемых нейтронным Be(d,n)-генератором и специальным мишенным устройством из массивного бериллия, с образцом из молибдена. Количественные оценки выполнены на основе решения уравнения возраста для точечного источника быстрых нейтронов, энергий и сечений резонансов радиационного захвата молибденом. Учтено влияние температуры Мо-мишени на форму резонансов (допплеровское уширение). На основе расчетов оценен вклад резонансных нейтронов в полный выход (n,) реакции на 98Мо, который в рассмотренных условиях составляет около 35%. Такое влияние резонансных нейтронов обусловлено как зависимостью (n,)-сечения 98Мо от энергии, так и спектром нейтронов, формируемым массивным Ве-замедлителем из быстрых нейтронов. Interaction of the neutrons created by neutron Be (d, n) - generator and special target device from beryllium, with the sample from molybdenum is considered. Quantitative estimations are executed on the basis of the decision of the equation of age for a dot source of fast neutrons, energy and sections of resonances of radiating capture by molybdenum. Influence of temperature of the Mo-target on the form of resonances (Doppler broadening) is considered. On the basis of calculations the contribution of resonant neutrons to a full exit (n, ) reactions on 98Мо which in the considered conditions makes about 35 % is estimated. Such influence of resonant neutrons is caused by dependence (n, )- sections 98Мо from energy, and the spectrum of neutrons formed by massive Be-moderator from fast neutrons. Розглянуто взаємодію нейтронів, що створюються нейтронним Be(d,n)-генератором і спеціальним мішенним пристроєм з масивного берилію, із зразком з молібдену. Кількісні оцінки виконано на підставі розв’язання рівняння віку для точкового джерела швидких нейтронів, енергій та перерізів радіаційного захоплення молібденом. Ураховано вплив температури Мо-мішені на форму резонансів (допплерівське уширення). На підставі розрахунків оцінено внесок резонансних нейтронів на загальний вихід (n,) реакції на 98Мо, котрий у даних умовах складає біля 35%. Такий вплив резонансних нейтронів обумовлено як залежністю (n,)-перерізу 98Мо від енергії, так і спектром нейтронів, який формується масивним Ве-уповільнювачем зі швидких нейтронів.
Моделирование излучения ВКХ при помощи тормозного излучения ЛУЭ
(Харкiвський нацiональний унiверситет iм. В.Н. Каразiна, 2009) Лисицкий, А.В.; Письменецкий, С.А.; Рудычев, В.Г.
Описывается методика расчета характеристик мозаичного e--конвертора, состоящего из железных и вольфрамовых элементов, который предлагается использовать для моделирования -излучения снаружи вентилируемых контейнеров хранения (ВКХ). Адекватное воссоздание полей излучений такого типа с помощью тормозного излучения линейных ускорителей электронов (ЛУЭ) позволит решать и анализировать многие задачи о действии его на оборудование и персонал, обеспечивающий эксплуатацию СХОЯТ. Расчеты производились на основе энергетических характеристик полей излучения ВКХ, знание которых является отправной точкой последующего расчета защитных свойств сооружений и предметов на местности при распространении излучений от ВКХ ВВЭР-1000. Моделирование действующих радиационных полей необходимо для испытания защит, детектирующего оборудования и других задач текущей эксплуатации СХОЯТ. Моделирование процессов транспорта излучения в веществе проводилось с использованием программного пакета PENELOPE. Methods of calculation of tungsten and iron e--converter optimal characteristics are considered. These converters have been recommended to use for simulation -radiation near storage container of by means of linac bremsstrahlung. Right reconstruction of the irradiation is important problem. The problem solution will give a possibility to study of the irradiation influence to equipment and personnel of nuclear waste dry storage. Carried out calculations was based on the container radiation field characteristics. Simulation of the fields is necessary for testing shields, detectors and for other problems of the storage using. For simulation of radiation transport processes in matter PENELOPE program was used. Зроблено опис методики розрахунку характеристик мозаїчного e--конвертора, складеного із залізних і вольфрамових елементів, який запропоновано використати для моделювання -випромінювання зовні вентильованих контейнерів зберігання (ВКЗ). Адекватне відтворення полів випромінювань такого типу за допомогою гальмового випромінювання лінійних прискорювачів електронів (ЛПЕ) дозволить розв’язати й проаналізувати коло задач відносно дії цього випромінювання на устаткування і персонал, Що забезпечує експлуатацію ССВЯП. Розрахунки виконані на підставі енергетичних характеристик полів випромінювання ВКЗ, дані про які є відправною точкою наступного розрахунку захисних властивостей споруд і предметів на місцевості при розповсюдженні випромінювань від ВКЗ ВВЕР-1000. Моделювання діючих радіаційних полів необхідне для випробування захисних споруд, детекторного обладнання й інших задач поточної експлуатації ССВЯП. Моделювання процесів транспорту випромінювання в речовині виконано з використанням програмного пакету PENELOPE.
Нейтронное излучение при сухом хранении отработавшего ядерного топлива
(Харкiвський нацiональний унiверситет iм. В.Н. Каразiна, 2012) Рудычев, В.Г.; Рудычев, Е.В.; Письменецкий, С.А.; Щусь, А.Ф.
Для расчета поля нейтронного излучения вокруг вентилируемого контейнера сухого хранения отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) Запорожской АЭС использован метод Монте-Карло, реализованный в пакете MCNP. Показано, что основным источником нейтронов в хранящемся ОЯТ является 244Cm, вклад реакций (, n) незначителен. Спектр нейтронов для моделирования был описан распределением Максвелла. Показано существенное отличие мощности дозы нейтронов в аксиальном и в радиальном направлениях из-за различия защитных свойств контейнера в соответствующих направлениях. Для усиления радиационной защиты от нейтронного излучения при хранении ОЯТ с повышенным выгоранием предложен дополнительный защитный экран и оптимизированы его размеры, обеспечивающие существенное снижение мощности дозы. Рассчитаны характеристики нейтронных потоков при длительном хранении ОЯТ. To calculate the neutron radiation field around a ventilated container filled with spent nuclear fuel at ZNPP dry accumulated Monte Carlo simulation package used implemented in MCNP. It is shown that the main source of neutrons in the spent fuel is stored 244Cm, the contribution of (,n) reactions is negligible. The neutron spectrum for the simulation was described by the Maxwell distribution. There is a significant difference between the neutron dose rate in the axial and radial directions due to the differences in the protective properties of the container in their respective areas. To strengthen the radiation protection from the neutron emission during storage of spent nuclear fuel with high burnup offered an additional shield, and its dimensions are optimized to ensure a significant reduction in dose. The characteristics of neutron fluxes in long-term storage of spent nuclear fuel are calculated.
Оптимизация мишенного устройства источника нейтронов для максимальной наработки 99Мо
(Харкiвський нацiональний унiверситет iм. В.Н. Каразiна, 2009) Цымбал, В.А.; Масалитин, Н.Д.; Письменецкий, С.А.; Рудычев, В.Г.; Рудычев, Е.В.; Стоянов, А.Ф.
С использованием компьютерного моделирования проанализирован вариант конструкции мишенного устройства для Be(d,n)-генератора нейтронов, предназначенного для получения 99Mo по реакции 98Mo(n,γ)99Mo. Показано, что максимальную плотность потока нейтронов в ограниченном объеме и необходимую трансформацию спектра обеспечивает замедлитель из бериллия, который кроме замедления осуществляет размножение за счет реакции (n,2n). Сравниваются эффективности замедлителей из полиэтилена и бериллия. Предложена методика определения места размещения и формы облучаемого образца молибдена для наработки в нем максимального количества 99Mo. Расчеты выполнены в пакете MCNP с использованием геометрической модели мишенного устройства. Определены абсолютные значения наработки 99Mo и проведено сравнение результата численных результатов с зависимостью, полученной в модельном подходе. With computer simulation using a version of the target structure has been analyzed for the Be(d,n) neutron generator aimed to produce 99Mo along the reaction 98Mo(n,) 99Mo. It was shown the biggest neutron density and the needed transformation of their spectrum in the limited volume the beryllium moderator can provide, which in addition realizes the neutrons multiplication in (n,2n) reaction. The parameters of polyethylene and beryllium moderators have been compared. The technique is proposed for the determination of the geometrical point and the form of the irradiated spacemen for the maximal producing of 99Mo. The calculations have been executed with MCNP code on the base of geometrical model of the target arrangement. Absolute values of 99Mo output have been determined and were compared from analytic and digital estimations. З використанням комп’ютерного моделювання проаналізовано варіант конструкції мішенного пристрою для Be(d,n)–генератора нейтронів, призначеного для отримання 99Mo по реакції 98Mo(n,) 99Mo. Показано, що максимальна щільність потоку нейтронів в обмеженому об’ємі і потрібну трансформацію спектру забезпечує сповільнювач з берилію, який окрім уповільнення здійснює розмноження за рахунок реакції (n,2n). Порівняні параметри сповільнювачів з поліетилену, графіту і берилію. Запропоновано методику визначення місця розташування і форми опромінюваного зразка з молібдену для напрацювання в ньому максимальної кількості 99Mo. Розрахунки виконані в пакеті MCNP на основі геометричної моделі мішенного пристрою. Визначено абсолютні кількості напрацьованого 99Mo і проведено порівняння числових результатів із залежностями, отриманими в модельному підході.
Оценка остаточного тепловыделения отработавшего топлива ВВЭР-1000
(Харкiвський нацiональний унiверситет iм. В.Н. Каразiна, 2008) Письменецкий, С.А.; Пышкин, В.Б.; Рудычев, В.Г.; Рудычев, Е.В.
Описан расчет остаточного тепловыделения отработавшего ядерного топлива реактора ВВЭР-1000 с привлечением новых ядерных данных, содержащихся в базе JEF PC O.E.C.D./NEA Data Bank, и одной из последних версий решения кинетической задачи образования нуклидов при выгорании топлива. Учитывались кумулятивные выходы продуктов деления в тепловом реакторе и реальные условия ячейки и кампании ВВЭР-1000. Сравнение с известными ранее результатами показывает их согласие в пределах 25%. Отмечается рост вклада тепловыделения от -распада с увеличением срока хранения. A calculation has been described of afterheat of a spent nuclear fuel from VVER-1000 reactor on the base of the new nuclear data from JEF PC O.E.C.D./NEA DATA BANK and on the latest solution of the kinetic task of a fuel burning. Both the cumulative yields of fission products and real VVER-1000 reactor conditions were taking into cosideration. Comparison of results with the previous works shows their agreement within 25%. It was pointed out the grows of -activity part during the time of keeping.
Расчет характеристик 9Be(d,n)10B нейтронного источника при Ed ≤ 2,5 МЭВ
(Харкiвський нацiональний унiверситет iм. В.Н. Каразiна, 2009) Цымбал, В.А.; Масалитин, Н.Д.; Письменецкий, С.А.; Рудычев, В.Г.; Рудычев, Е.В.; Стоянов, А.Ф.
Обобщены литературные данные и получены взвешенные значения сечения реакции 9Be(d,n)10B в интервале энергии (0,5 2,5)МэВ. В модельном подходе получены аналитические выражения для расчета спектра нейтронов, испускаемых толстой мишенью при энергиях дейтронов до 2,5 МэВ. Получена расчетная зависимость полного выхода нейтронов из толстой мишени от энергии, которая подобна известным из литературы в диапазоне Еd =1,5-2,5 МэВ. Спектральные и угловые распределения нейтронов, а также значения полного выхода могут быть использованы для конструирования компактного нейтронного облучателя, в частности, для наработки короткоживущих терапевтических радионуклидов непосредственно вблизи мест их применения. There are summarized some relevant nuclear data and weighted means have been obtained for the cross-section of the 9Be(d,n)10B reaction at (0.5-3)MeV. With some model bringing in the expressions have been obtained for the neutron spectra from the thick target up to 2.5MeV deuteron energy. The dependence is calculated of the total reaction yield, which is similar to known earlier, but decreases the expected value of yield to (7..11) times in the energy region Ed=1.5-2 MeV. These spectra and angular distributions of outgoing neutrons so as a total reaction yield can be used to design the compact neutron irradiator, in particular, for producing of short-live radioactive nuclides for therapy directly near the places of their application. Узагальнено літературні дані і отримані зважені значення перерізу реакції 9Be(d,n)10B в інтервалі енергії (0,5-2,5)МеВ. В модельному підході отримані аналітичні вирази для розрахунку спектру нейтронів, що емітуються товстою мішенню при енергіях дейтронів до 2,5МеВ. Отримана розрахована залежність повного виходу нейтронів з товстої мішені від енергії, яка подібна до відомих з літератури в діапазоні Еd = 1,5-2,5МеВ. Спектральні і кутові розподіли нейтронів, а також значення повного виходу можуть бути використані для конструювання компактного нейтронного опромінювача, зокрема для напрацювання коротко існуючих терапевтичних радіонуклідів безпосередньо поблизу місця їх застосування.
Спектральные характеристики отработавшего ядерного топлива ВВЭР-1000, предназначенного для сухого хранения
(Харкiвський нацiональний унiверситет iм. В.Н. Каразiна, 2007) Письменецкий, С.А.; Пышкин, В.Б.; Рудычев, В.Г.; Рудычев, Е.В.
На основе базы данных JEF-2.2 разработан пакет SpectrOJAT, позволяющий для произвольного набора и концентрации радионуклидов рассчитать спектральный состав гамма-квантов. Спектральные распределения могут быть рассчитаны как для наперед заданных энергетических интервалов, так и средних энергий гамма-квантов, а также в произвольный момент времени. Для отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), предназначенного для сухого хранения, выполнены сравнения спектров SpectrOJAT с рассчитанными в пакете FISPACT для фиксированных энергетических интервалов. При уточнении базы данных JEF-2.2 получено хорошее согласие во всем диапазоне энергий гамма-квантов. Получены спектральные распределения от ОЯТ, в виде необходимом для выполнения расчетов защитных свойств контейнеров хранения. Получены зависимости изменения спектральных распределений от времени при хранении ОЯТ. Показан резкий спад высокоэнергетической составляющей спектра от времени хранения. A program code package SpectrOJAT has been worked out on the base of JEF-2.2 fibs, which provides a calculation of gamma-ray spectrum from an arbitrary set of radionuclides. These spectra can be obtained both in a given energy intervals and for the set of fixed average energies for a needed time moment. For the irradiated nuclear fuel which will have to keep in dry depository, a comparison has been made of two spectra – after SpectrOJAT procedure and after FISPACT code application. After JEF-2.2 base modification a good agreement has been obtained in full energy region. The spectra from an irradiated fuel were obtained in a form required for a subsequent calculation of the cask shield properties. A time dependence of obtained spectra has drastic downfall for high energy end.
Формирование различных спектральных характеристик тормозного излучения электронами с энергией 10 МэВ
(Харкiвський нацiональний унiверситет iм. В.Н. Каразiна, 2011) Лазурик, В.Т.; Письменецкий, С.А.; Рудычев, В.Г.; Рудычев, Д.В.
Предложены подходы для сравнения характеристик тормозного излучения (ТИ) для области энергий, в которой доминирует комптоновское рассеяние. Определены параметры конвертера, создающего максимальный выход ТИ в области энергий электронов 3-5 МэВ. Исследованы особенности тормозного излучения при падении электронов на конвертеры из различных материалов под разными углами при энергии 10 МэВ. Показано, что средняя энергия ТИ существенно зависит от угла падения электронов на конвертер и материала конвертера. Определены углы падения электронов и материал конвертера, при которых спектральное распределение ТИ от электронов с энергией 10 МэВ подобно распределению от электронов с энергией 4 МэВ при нормальном падении. Использование установленных особенностей генерации ТИ позволит реализовать метод дуальных энергий (как 3-х и более энергий) для радиографической инспекции на одном ускорителе электронов с энергией Ее =8-10 МэВ. Approach is proposed for the comparison of characteristics of bremsstrahlung radiation (BR) in the energy range, where Compton scattering is dominant. Parameters of the converter, which provides maximum of BR in the 3-5 MeV electron energy range, are determined. Some particularities were investigated of BR under the different coincidence angle of electrons and different converter material at E=10 MeV. It was shown the average energy of BR depends sufficiently both a coincidence angle of electrons and the material of the converter. Both the angles and converter material have been found when the BR spectrum from 10 MeV electrons is the similar as 4 MeV spectrum under normal coincidence of electrons. The use of the particularities investigated of BR makes it possible an achievement of dual energy method of radiography on one electron accelerator to 8-10 MeV energy. Запропоновано підходи для порівняння характеристик гальмового випромінювання (ГВ) для області енергій, в якій домінує комптоновське розсіяння. Визначено параметри конвертора, який створює найбільший вихід ГВ в діапазоні енергій 3-5 МеВ. Досліджено особливості гальмового випромінювання при падінні електронів на конвертори з різних матеріалів під різними кутами при енергії 10 МеВ. Показано, що середня енергія ГВ істотно залежить від кута падіння електронів на конвертор і матеріалу конвертора. Визначені кути падіння електронів і матеріал конвертора, при яких спектральний розподіл ГВ від електронів з енергією 10 МеВ є подібним до розподілу від електронів з енергією 4 МеВ при нормальному падінні. Використання встановлених особливостей генерації ГВ дозволить реалізувати метод дуальних енергій ( як і 3-х і більше енергій) для радіографічної інспекції на одному прискорювачі електронів з енергією Ее=8-10 МеВ.
Характеристики излучения при сухом хранении отработавшего ядерного топлива на Запорожской АЭС
(Харкiвський нацiональний унiверситет iм. В.Н. Каразiна, 2009) Климов, С.П.; Лазурик, В.Т.; Лучная, А.Е.; Письменецкий, С.А.; Рудычев, В.Г.; Рудычев, Е.В.
Для расчета поля излучения вокруг вентилируемого контейнера хранения сухим методом отработавшего ядерного топлива Запорожской АЭС модифицированы основанные на использовании метода Монте-Карло пакеты ModeASHE-M и MCNPX. Для уменьшения затрат времени в пакетах применены специальные методы уменьшения дисперсии: ModeASHE-M - методы трансляций траекторий гамма-квантов и экспоненциального преобразования; MCNPX - «геометрического расщепления» (“geometry splitting”). Рассчитаны спектры и угловые распределения излучения вне контейнера хранения, определено изменение параметров излучения в зависимости от времени выдержки топлива и зависимость мощности дозы от расстояния до поверхности контейнера. Показано, что характеристики излучения вне контейнера определяются отработавшими тепловыделяющими сборками, расположенными по периметру корзины хранения. Сравнение рассчитанных распределений мощности дозы вдоль поверхности вентилируемого контейнера хранения с измеренными на Запорожской АЭС значениями, показывает их качественное согласие и завышение абсолютного значения над измеренным примерно в 1,4 раза. For the calculation of the radiation field around the ventilated cask for dry spent nuclear fuel storage of Zaporozhye NPP the methods were modified that based on the use of Monte Carlo packages MODEASHE-M and MCNPX. For time expenses decreasing the special methods of diminishing of dispersion were used: method of translations of trajectories of quanta and exponential transformation in MODEASHE-M code; the «geometrical spallation» (“geometry splitting”) in MCNPX code. For ventilated cask VSC spectra have been obtained and angular distributions of radiation out of cask and also the change of parameters of radiation depending on time keeping and dependence of dose rate on the distance to the surface of VSC. It was shown that characteristics of VSC radiation are dependent on the fuel assemblies located on the perimeter of basket of cask. Comparison of the calculated distributions of dose power along the surface of VSC with their measured values shows the excess approximately at 1.4 times.