Multi-group modeling of protection against neutron and gamma radiation by materials based on titanium hydride

Abstract

The paper provides a comparative calculation of the radiation protective efficiency of various composite materials based on titanium hydride using multi-group modeling methods using the ANISN program. The calculations showed the high efficiency of titanium hydride composites with respect to neutron and gamma radiation. The relaxation length of the fast neutron flux density in titanium hydride materials is 5.1…7.0 cm. The spatial-energy distribution of neutron radiation in materials is formed by fast neutrons. The dose rate of gamma rays behind the material is determined mainly by capturing gamma rays arising in the initial layer of protection. Introduction to the composition of the protection of boron atoms reduces the level of capture gamma radiation, but does not affect the attenuation of fast neutrons.

Дано порівняльна розрахункова оцінка радіаційно-захисної ефективності різних композиційних матеріалів на основі гідриду титану з використанням методів багатогрупового моделювання за програмою ANISN. Розрахунки показали високу ефективність композитів на основі гідриду титану по відношенню до нейтронного і гамма-випромінювання. Довжина релаксації щільності потоку швидких нейтронів у матеріалах на основі гідриду титану становить 5,1…7,0 см. Просторово-енергетичний розподіл нейтронного випромінювання в матеріалах формується швидкими нейтронами. Потужність дози гамма-квантів за матеріалом визначається в основному захватними гамма-квантами, що виникають у початковому шарі захисту. Введення до складу захисту атомів бору знижує рівень захватного гамма-випромінювання, але не впливає на ослаблення швидких нейтронів.

Дана сравнительная расчетная оценка радиационно-защитной эффективности различных композиционных материалов на основе гидрида титана с использованием методов многогруппового моделирования по программе ANISN. Расчеты показали высокую эффективность композитов на основе гидрида титана по отношению к нейтронному и гамма-излучению. Длина релаксации плотности потока быстрых нейтронов в материалах на основе гидрида титана составляет 5,1…7,0 см. Пространственноэнергетическое распределение нейтронного излучения в материалах формируется быстрыми нейтронами. Мощность дозы гамма-квантов за материалом определяется в основном захватными гамма-квантами, возникающими в начальном слое защиты. Введение в состав защиты атомов бора снижает уровень захватного гамма-излучения, но не влияет на ослабление быстрых нейтронов.