доктор физико-математических наук, заведующий кафедрой радиационной физики и безопасности атомных технологий (№1)
Doc. Sci. (Eng.), Head of Department, Department of Radiation Physics and Nuclear Technologies Safety (No. 1)
инженер 2 категории, кафедра радиационной физики и безопасности атомных технологий (№1)
2nd Category Engineer, Department of Radiation Physics and Nuclear Technologies Safety (No. 1)
Для определения возможных дозовых последствий аварии с возникновением критичности (СЦР) предложен подход к оценке флюенса нейтронного излучения в воздухе рабочей зоны при спонтанном возникновении самоподдерживающейся цепной ядерной реакции деления в водном растворе урана, который может быть распространен и на другие ядерные делящиеся материалы в водяных растворах. Для расчета функции модельного источника разработана итерационная методика расчета с использованием программного пакета GEANT4, реализующего метод Монте-Карло, для моделирования переноса нейтронов в пределах источника. На основе результатов моделирования полей нейтронного излучения методом Монте-Карло показано, что на расстояниях от источника нейтронов, больших 100 м, спектр нейтронов меняется незначительно, что позволяет считать эффективные, то есть усредненные по спектру нейтронов константы взаимодействия с воздухом на этих расстояниях приближенно неизменными, вследствие чего может быть предложена аппроксимация зависимости флюенса нейтронного излучения в воздухе рабочей зоны от расстояния до модельного источника нейтронов. Предложенная оценка флюенса нейтронного излучения может использоваться для прогнозирования радиационной обстановки в случаях СЦР в производственных помещениях при работах с водными растворами диоксида урана или других ядерных делящихся материалов. В дальнейшем планируется расширить область применимости рассмотренного в статье подхода на другие условия возникновения нейтронного излучения на предприятиях ЯТЦ и оценку доз нейтронного облучения персонала.
To determine the potential dose consequences of a criticality accident (self-sustaining chain reaction), an approach to assessing the neutron radiation fluence in the air of the work area during the spontaneous onset of a self-sustaining nuclear fission chain reaction in an aqueous uranium solution is proposed. This approach can be extended to other nuclear fissile materials in aqueous solutions. To calculate the model source function, an iterative calculation method is developed using the GEANT4 software package, which implements the Monte Carlo method to simulate neutron transport within the source. Based on the results of Monte Carlo modeling of neutron radiation fields, it is shown that at distances from the neutron source greater than 100 m, the neutron spectrum changes insignificantly. This allows the effective interaction constants with air at these distances, averaged over the neutron spectrum, to be considered approximately constant. Consequently, an approximation can be proposed for the dependence of the neutron radiation fluence in the air of the work area on the distance to the model neutron source. The proposed neutron radiation fluence assessment can be used to predict the radiation environment in the event of a self-sustaining chain reaction in industrial facilities handling aqueous solutions of uranium dioxide or other fissile nuclear materials. In the future, it is planned to expand the applicability of the approach discussed in this article to other conditions under which neutron radiation occurs at nuclear fuel cycle facilities and to assess neutron exposure doses to personnel.
The authors declare that there are no conflicts of interest present.