Расчет нейтронного и гамма-излучения топливосодержащих материалов

Abstract

Проведено математическое моделирование процесса переноса нейтронов спонтанного деления и гамма-квантов, излучаемых упакованными лавообразными топливосодержащими материалами (ЛТСМ), рассчитаны нейтронные и гамма-спектры, плотности потока нейтронов и гамма-квантов, мощности эквивалентных доз персонала. Аналогичные расчеты проведены для случая экранирования упаковки свинцом различной толщины. Показано увеличение вклада нейтронного излучения в суммарную мощность дозы с ростом толщины защиты. Обоснована целесообразность применения свинцовых фильтров при измерении содержания ядерных материалов в ЛТСМ пассивным нейтронным методом.