Методика математичного моделювання захисних характеристик контейнера для зберігання джерел нейтронів

Abstract

Розроблено методику математичного моделювання захисних характеристик контейнера для довгострокового зберігання відпрацьованих джерел швидких нейтронів, у першу чергу ²³⁸ ²³⁹Pu-Be, яка передбачає системний підхід, зокрема врахування всіх головних фізичних явищ, які можуть впливати на рівень радіаційної безпеки. Показано, що крім нейтронів необхідно враховувати випромінювання високоенергетичних гамма-квантів, що утворюються при розпаді високозбуджених рівнів ядра ¹²С, утворених як безпосередньо в реакції ⁹Be(α, n)¹²*C, так і в процесі взаємодії нейтронів з ядрами ¹²C, що входять до складу водневовмісних захисних матеріалів контейнера. Певний вклад у дозу вносять інші вторинні гамма-кванти, що виникають у результаті взаємодії нейтронів із матеріалами захисту та конструкційними матеріалами контейнера, а також гамма-випромінювання внаслідок радіоактивного розпаду ізотопів плутонію та ²⁴¹Am, який накопичується при розпаді домішки ²⁴¹Pu у процесі довгострокового зберігання.

Разработана методика математического моделирования защитных характеристик контейнера для долговременного хранения отработанных источников быстрых нейтронов, в первую очередь ²³⁸ ²³⁹Pu-Be, которая предусматривает системный подход, в частности учет всех основных физических явлений, которые могут влиять на уровень радиационной безопасности. Показано, что кроме нейтронов необходимо учитывать излучение высокоэнергетических гамма-квантов, образующихся при распаде высоковозбужденных уровней ядра ¹²С, образованных как непосредственно в реакции ⁹Be(α, n)¹²*C, так и в процессе взаимодействия нейтронов с ядрами ¹²C, входящих в состав водородсодержащих защитных материалов контейнера. Определенный вклад в дозу вносят другие вторичные гамма-кванты, возникающие в результате взаимодействия нейтронов с материалами защиты и конструкционными материалами контейнера, а также гамма-излучение вследствие радиоактивного распада изотопов плутония и ²⁴¹Am, который накапливается при распаде примеси ²⁴¹Pu в процессе длительного хранения.

A technique for mathematical modeling of the container's protective characteristics for the spent fast neutron sources, first of all ²³⁸ ²³⁹Pu-Be, long-term storing was developed. It provides a systematic approach, in particular the consideration of all the physical processes that may affect the radiation safety level. It has been shown that in addition to the neutron radiation should be considered high-energy gamma rays from the decay of high excited ¹²С levels, formed as directly in the ⁹Be(α, n)¹²*C reaction, so as in the process of interaction of neutrons with ¹²C nuclei of the hydrogen-containing protective materials of the container. Some contribution to the dose is made by other secondary gamma rays resulting from neutron interaction with the container shielding and structural materials so as the gammaradiation due to the radioactive decay of the plutonium isotopes and ²⁴¹Am, which accumulates at the ²⁴¹Pu impurities decay during long-term storing.