Выпуск 1/2009

АННОТАЦИИ:

УДК 621.039.573
ИМПУЛЬСНЫЕ РЕАКТОРЫ ИЗ СПЛАВОВ УРАНА ИЛИ НЕПТУНИЯ С ЦЕНТРАЛЬНЫМИ ПОЛОСТЯМИ ДИАМЕТРОМ 20–30 см / В. Ф. Колесов, С. В. Воронцов, В. Х. Хоружий, В. В. Евдокимов, А. А. Смоляков // C. 3
ФГУП «РФЯЦ-ВНИИЭФ»

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.
В качестве объекта дальнейшего проектирования установки рекомендован уран-молибденовый реактор без отражателя с активной зоной из сплава урана с молибденом (10 % Mo), с полостью диаметром 25 см. Температура активной зоны, длительность импульса, флюенс нейтронов и доза γ-излучения, максимальные напряжения в этом реакторе равны 600 °C, 82 мкс, 0,82·10¹⁵ нейтр./см^–2, 1600 Гр и 0,65 ГПа соответственно (рис. 14, табл. 5, список лит. – 18 назв.).
Ключевые слова: апериодический импульсный реактор (АИР), параметры импульса делений, сплавы урана, сплавы нептуния, подвижные блоки отражателя, полость для облучения образцов.

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).
Выявлены практически значимые корреляционные зависимости и сформулированы рекомендации по использованию полученных результатов в практической дозиметрии рассмотренных и подобных рассмотренным полей γ-излучения (рис. 2, табл. 10, список лит. – 26 назв.).
Ключевые слова: спектр гамма-квантов, поглощенная доза, спектральная вариативность дозы.

УДК 621.039.571;539.1.084
ПРЕЦИЗИОННЫЕ ОСОБЕННОСТИ РЕАЛИЗАЦИИ ПОГЛОЩЕННОЙ ДОЗЫ ОТ ЗАПАЗДЫВАЮЩИХ ГАММА-КВАНТОВ В ПОЛЕ СПЕЦИАЛИЗИРОВАННОГО ГАММА-ИСТОЧНИКА РЕАКТОРА БР-К1 / А. С. Кошелев, В. Х. Хоружий // C. 28
ФГУП «РФЯЦ-ВНИИЭФ»

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.).
Ключевые слова: реактор БР-К1, специализированный γ-источник.

УДК 539.1
МОДЕЛИРОВАНИЕ МНОГОСЛОЙНОЙ ЗАЩИТНОЙ КОНСТРУКЦИИ ДЛЯ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ, СОДЕРЖАЩИХ ДЕЛЯЩИЕСЯ ЭЛЕМЕНТЫ / М. В. Аленина¹, В. П. Колотов¹, Л. И. Иванов² // C. 36
¹Институт геохимии и аналитической химии им. В. И. Вернадского РАН 119991, Россия, ГСП-1, Москва, В-334, ул. Косыгина, 19
²Институт металлургии и материаловедения им. А. А. Байкова РАН

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
ОЦЕНКА ЭФФЕКТИВНОСТИ ПЕСЧАНО-ГЕЛЕВОГО МАТЕРИАЛА КАК СОРБЦИОННОГО ЭКРАНА НА ПУТИ МИГРАЦИИ РАДИОНУКЛИДОВ / В. И. Сергеев, Н. Н. Данченко, М. Л. Кулешова, Т. Г. Шимко, З. П. Малашенко, Н. Ю. Степанова // C. 42
Лаборатория охраны геологической среды (ЛОГС) геологического ф-та МГУ им. М. В. Ломоносова 119992, г. Москва, ГСП-2, Ленинские горы, МГУ

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.
Исследования проводились по разработанной в ЛОГС методике оценки эффективности работы геохимических барьеров. Эта методика позволяет на базе результатов лабораторных экспериментов оценить миграционные параметры изучаемых элементов и, используя математическое моделирование процесса массопереноса, определить предельное время эксплуатации экрана при заданной техногенной нагрузке (рис. 2, табл. 2, список лит. – 24 назв.).
Ключевые слова: миграция радионуклидов, сорбционный экран, песчано-гелевый материал, модельные растворы.