//Росатом/ ВНИИЭФ |
|
Выпуск 1/2009АННОТАЦИИ:
УДК 621.039.573 Выполнена новая серия уточненного расчета быстрых импульсных реакторов с большой полостью, а именно реакторов с активной зоной из уран-молибденового или нептуний-галлиевого сплавов, с осевыми полостями диаметром от 20 до 30 см. Рассмотрен вопрос об использовании в нептуний-галлиевом реакторе в целях снижения механических напряжений концепции подвижных блоков отражателя. УДК 621.039.571;539.1.084 ВЛИЯНИЕ СПЕКТРА ГАММА-КВАНТОВ НА ВЕЛИЧИНУ ПОГЛОЩЕННОЙ ДОЗЫ В МАТЕРИАЛАХ РАЗЛИЧНОГО ЭЛЕМЕНТНОГО СОСТАВА / А. С. Кошелев, В. Х. Хоружий // C. 17 ФГУП «РФЯЦ-ВНИИЭФ» Представлены результаты расчетного исследования влияния спектра γ-квантов на поглощенную дозу для избранных спектральных представлений (спектры изотопных источников 60Со, 137Cs; спектры во внутризонной облучательной полости реактора БР-К1, в том числе в присутствии в ней различных трансформирующих устройств; спектры в рабочем зале реактора БР-1; спектр ускорителя ЛИУ-30) и материалов прикладной ориентации (стандартные материалы для поглотителей эталонных калориметров – вода, графит, полистирол; рабочая среда – воздух; материалы для дозиметрических детекторов – стекла ДТС, ИС-7, сталь 12Х18Н10Т; материалы элементов РЭА – кремний, германий). УДК 621.039.571;539.1.084 Исследованы прецизионные особенности реализации поглощенной дозы от запаздывающих γ-квантов в рабочей области специализированного γ-источника в статическом и квазиимпульсном режимах работы реактора БР-К1. Осуществлен сопоставительный анализ экспериментальных данных, полученных с использованием вакуумно-эмиссионного детектора γ-излучения, с результатами расчета по специализированной программе. Выявлены характерные расхождения расчетного прогноза и регистрируемого отклика детектора γ-излучения. Предложены, оформлены и апробированы варианты коррекции результатов расчета для нивелирования их расхождения с экспериментом (рис. 7, табл. 1, список лит. – 8 назв.). УДК 539.1 Предложена многослойная конструкция контейнера для хранения/транспортировки радиоактивных отходов, содержащих делящиеся элементы. Материалом для корпуса контейнера выбран чугун (или сталь), далее следуют слои бора и полиэтилена, а внутренняя вкладка изготавливается из чугуна. Проведена оценка ослабления нейтронов предлагаемой конструкцией как с использованием метода сечений выведения, так и с помощью анализа динамики уменьшения плотности потока нейтронов при прохождении слоев различных веществ. В результате расчетов определены параметры защитной конструкции. Слой полиэтилена должен составлять 14 см для обеспечения термализации нейтронов спектра деления, а слой бора – не менее 1 см для выведения (поглощения) тепловых нейтронов. Толщина внешней оболочки контейнера и внутренней вкладки определяется прочностными требованиями, предъявляемыми к готовым изделиям, а также скоростью коррозии при хранении в определенных условиях. Коэффициент ослабления нейтронов спектра деления предложенной многослойной конструкцией составляет не менее 104 (рис. 7, табл. 1, список лит. – 20 назв.). УДК 550.06 Выполнен комплекс исследований по оценке эффективности работы песчано-гелевого материала (песок, пропитанный алюмосиликатным гелем) в качестве сорбционного экрана на пути миграции радионуклидов. Актуальность оценки такого материала основана на широких возможностях его применения при создании как горизонтальных, так и вертикальных защитных экранов на объектах размещения промышленных отходов. |