Перегляд за Автор "Рудычев, Е.В."

Зараз показуємо 1 - 7 з 7

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.
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.
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.