Перегляд за Автор "Щусь, А.Ф."

Зараз показуємо 1 - 1 з 1

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.