Снижение захватного гамма излучения композиционным нейтронно-защитным материалом на основе модифицированного гидрида титана с различным содержанием атомов бора

Abstract

Представлены результаты модельных расчетов ослабления излучений реактора в материале на основе модифицированного гидрида титана и портландцементного связующего с варьированием содержания в нем атомов бора для оценки степени снижения плотности потока тепловых нейтронов и уровня захватного гамма-излучения. Использован многогрупповой метод расчета по программе ANISN. Введение в состав материала защиты атомов бора, имеющих большое сечение поглощения нейтронов в тепловой и надтепловой областях спектра, позволяет существенно уменьшить плотность потока тепловых нейтронов и уровень захватного гамма-излучения. Рассчитаны значения коэффициентов снижения плотности потока тепловых нейтронов и мощности дозы захватного гамма-излучения по толщине слоя материала защиты. Разница в степени снижения функционалов обусловлена наличием захватного гамма-излучения в надтепловой области нейтронного спектра.

Представлено результати модельних розрахунків ослаблення випромінювань реактора в матеріалі на основі модифікованого гідриду титану та портландцементного зв’язуючого з варіюванням вмісту в ньому атомів бору для оцінки ступеня зниження щільності потоку теплових нейтронів і рівня захватного гамма-випромінювання. Використано багатогруповий метод розрахунку за програмою ANISN. Введення до складу матеріалу захисту атомів бору, що мають великий перетин поглинання нейтронів у тепловій та надтепловій областях спектра, дозволяє істотно зменшити щільність потоку теплових нейтронів і рівень захватного гамма-випромінювання. Розраховані значення коефіцієнтів зниження щільності потоку теплових нейтронів і потужності дози захватного гамма-випромінювання по товщині шару матеріалу захисту. Різниця в ступені зниження функціоналів обумовлена наявністю захватного гамма-випромінювання в надтепловій області нейтронного спектра.

In work results of model calculations of weakening of radiations of the reactor in material on the basis of the modified hydride of the titan and Portland of cement contents, binding with a variation, on atoms of bor in him for an assessment of extent of decrease in density of a stream of thermal neutrons and level of gripping gamma-radiation are presented. The multigroup method of calculation for the ANISN program is used. Introduction to composition of material of protection of the atoms of bor having the big section of absorption of neutrons in thermal and over thermal areas of a range allows to reduce significantly density of a stream of thermal neutrons and level of gripping gamma radiation. Values of coefficients of decrease in density of a stream of thermal neutrons and power of a dose of gripping gamma radiation on protection material layer thickness are calculated. The difference in extent of decrease in functionalities is caused by presence of gripping gamma radiation in over thermal area of a neutron range.