Simulation of radiation conditions in contaminated rooms

Method for beta and gamma radiation exposure rate calculations inside the radioactively contaminated buildings is presented. Method is based on the realistic model accounting for removable and irremovable components of the surface contamination. Exposure rate calculations for areas with considerable level of surface contamination are presented and discussed.Представлено метод розрахунку потужності дози бета- та гамма-випромінювань всередині забруднених приміщень. Створений метод оснований на реалістичній моделі, який враховує поверхневе забруднення, що знімається та таке, що не знімається. Наведено результати розрахунків для сильно забруднених приміщень об'єкту "Укриття".Представлен метод расчета мощности дозы бета- и гамма-излучений внутри загрязненных помещений. Разработанный метод основан на реалистичной модели с учетом снимаемой и неснимаемой составляющих поверхностного загрязнения. Приведены результаты расчетов для сильно загрязненных помещений объекта "Укрытие"

Mathematical modeling and multicriterion optimization for photonuclear production of the ⁶⁷Cu isotope

This paper considers a method for ⁶⁷Cu isotope production using electron bremsstrahlung by the ⁶⁸Zn(γ, p)⁶⁷Cu reaction. The facility for ⁶⁷Cu isotope production contains an electron accelerator, electron-gamma converter and zinc target. To optimize this facility we developed three-dimensional model of the converter and the target. Using this model, we performed the mathematical modeling of zinc target irradiation and thermal-hydraulic processes inside the target for various parameters of the electron beam and converter configurations. For mathematical modeling of radiation processes we used the MCNPX software. Thermal-hydraulic simulation utilized the commercial SolidWorks software with Flow Simulation module. Mathematical modeling revealed that efficient ⁶⁷Cu isotope production needs smaller beam diameter and higher electron energy. Under these conditions target heat power also increases, thus additional cooling is necessary. If the beam diameter and the electron energy are xed the most effective method to satisfy the operating parameters and retain an efficient isotope yield is to optimize photonuclear spectra of the target by variation of converter thickness. We developed an algorithm for multicriterion optimization and performed the optimization of the facility with account to coupled radiation and heat transfer processes.Рассматривается способ получения изотопа ⁶⁷Cu с использованием тормозного излучения электронов, где изотоп образуется вследствие реакции ⁶⁸Zn(γ, p)⁶⁷Cu . Установка для наработки изотопа ⁶⁷Cu содержит ускоритель электронов, конвертер для получения тормозного излучения и цинковую мишень. Для оптимизации параметров установки разработана трехмерная модель конвертера и мишени. С использованием данной модели проведено математическое моделирование процесса облучения и термогидравлических процессов цинковой мишени для различных параметров пучка электронов и конфигурации конвертера. Математическое моделирование радиационных характеристик осуществлялось с помощью программного комплекса MCNPX. Моделирование термогидравлических параметров осуществлялось при помощи методов вычислительной гидродинамики и методов конечных элементов. При помощи математического моделирования показано, что для повышения эффективности образования изотопа ⁶⁷Cu следует уменьшать диаметр пучка и увеличивать его энергию. При этом также увеличивается энерговыделение в мишени, что требует дополнительных мер по ее охлаждению. При фиксированных значениях диаметра пучка и энергии электронов показано, что для сохранения эксплуатационных параметров и получения эффективной наработки изотопа, наиболее эффективным методом является оптимизация фотоядерного спектра на мишени за счет изменения толщины конвертера. Разработан алгоритм многокритериальной оптимизации и проведена оптимизация установки с учетом радиационных и термогидравлических параметров.Розглядається спосiб отримання iзотопу ⁶⁷Cu з використанням гальмiвного випромiнювання електронiв, де iзотоп ⁶⁷Cu утворюється внаслiдок реакцiї ⁶⁸Zn(γ, p)⁶⁷Cu. Установка для напрацювання iзотопу ⁶⁷Cu мiстить прискорювач електронiв, конвертер для отримання гальмiвного випромiнювання та цинкову мiшень. Для оптимiзацiї параметрiв установки розроблена тривимiрна модель конвертера i мiшенi. З використанням даної моделi проведено математичне моделювання процесу опромiнення i термогiдравлiчних процесiв цинкової мiшенi для рiзних параметрiв пучка електронiв та конфiгурацiї конвертера. Математичне моделювання радiацiйних характеристик здiйснювалося за допомогою програмного комплексу MCNPX. Моделювання термогiдравлiчних параметрiв здiйснювалося за допомогою методiв обчислювальної гiдродинамiки та методiв кiнцевих елементiв. За допомогою математичного моделювання показано, що для пiдвищення ефективностi утворення iзотопу ⁶⁷Cu потрiбно зменшувати дiаметр пучка та збiльшувати його енергiю. При цьому також збiльшується енерговидiлення у мiшенi, що вимагає додаткових заходiв по її охолодженню. При фiксованих значеннях дiаметра пучка та енергiї електронiв показано, що для збереження експлуатацiйних параметрiв та одержання ефективного напрацювання iзотопу найбiльш ефективним методом є оптимiзацiя фотоядерного спектру на мiшенi за рахунок змiнення товщини конвертера. Розроблено алгоритм багатокритерiальної оптимiзацiї та проведена оптимiзацiя установки з урахуванням радiацiйних i термогiдравлiчних параметрiв

Modeling of radiation and thermal-hydraulic characteristics of the converter-target under irradiation with electrons in order to optimize isotope ⁹⁹mTc production

The method of the modeling of radiation and thermal-hydraulic characteristics of the system for ⁹⁹mTc isotope production was developed, using the Monte Carlo method for computation of radiation fields and computational fluid dynamics for modeling of thermal-hydraulic characteristics. The three-dimensional solid models of this system were developed, where system geometry was fully described and necessary initial conditions was taking into account. We considered the isotope ⁹⁹Mo production due to the (γ, n) and (n, γ) reactions and analyzed the efficiency of these reactions. To improve the efficiency of the isotope ⁹⁹Mo production and to reduce the energy deposition in the target material it is proposed to use the composite converter made of Pb + Al, Pb + Cu, Pb + Be, for which the optimal parameters were defined. Application of this method makes it possible to optimize the performance of the system for ⁹⁹mTc isotope production.Розроблено методику розрахунків моделювання радіаційних та термогідравлічних характеристик системи отримання ізотопу ⁹⁹mTc, яка використовує метод Монте-Карло для радіаційних полів системи і метод обчислювальної гідродинаміки для термогідравлічних характеристик системи. Створено тривимірні твердотільні моделі системи, які повністю описують геометрію системи та враховують необхідні початкові умови. Розглянуто напрацювання ізотопу ⁹⁹Mo за рахунок (γ, n)- і (n, γ)-реакцій та проведено аналіз їх ефективності. Для підвищення ефективності напрацювання ізотопу ⁹⁹Mo та зменшення енерговиділення в матеріалі мішені запропоновано використовувати композитний конвертер типу Pb+Al, Pb+Cu, Pb+Be, для якого визначено оптимальні параметри. Застосування методики дає можливість оптимізувати експлуатаційні характеристики системи отримання ізотопу ⁹⁹mTc.Разработана методика расчетов моделирования радиационных и термогидравлических характеристик системы получения изотопа ⁹⁹mTc, использующая метод Монте-Карло для радиационных полей системы и метод вычислительной гидродинамики для термогидравлических характеристик системы. Созданы трехмерные твердотельные модели системы, полностью описывающие геометрию системы и учитывающие необходимые начальные условия. Рассмотрена наработка изотопа ⁹⁹Mo за счет (γ, n)- и (n, γ)-реакций и проведен анализ их эффективности. Для повышения эффективности наработки изотопа ⁹⁹Mo и уменьшения энерговыделения в материале мишени предложено использовать композитный конвертер типа Pb+Al, Pb+Cu, Pb+Be, для которого определены оптимальные параметры. Применение методики дает возможность оптимизировать эксплуатационные характеристики системы получения изотопа ⁹⁹mTc

Computer simulations of the stainless steel composition changes induced by neutron based nuclear reactions

Problem of construction material composition changes induced by neutron fluxes of nuclear reactor VVER-1000 as a result of a nuclear reaction and associated activation processes was considered. The special methodic to simulate this processes using computer simulation methods was developed. Stainless steel H18N10T composition changes during a long irradiation time was simulated.Розглянуто проблема змiни складу конструкцiйних матерiалiв реактора ВВЭР-1000 у результатi ядерних реакцiй i вiдповiдних активацiйних процесiв, якi проходять у матерiалi пiд впливом нейтронного опромiнення протягом тривалого перiоду експлуатацiї матерiалу в умовах нейтронного потоку реактора ВВЭР-1000. Для моделювання подiбних завдань розроблена спецiальна методика, заснована на сучасних методах комп’ютерного моделювання. Проведено моделювання змiни iзотопного складу аустенiтної сталi Х18Н10Т пiд дiєю нейтронного опромiнення протягом тривалого часу.Рассмотрена проблема изменения состава конструкционных материалов реактора ВВЭР-1000 в результате ядерных реакций и соответствующих активационных процессов, которые проходят в материале под воздействием нейтронного облучения в течение длительного периода эксплуатации материала, в условиях нейтронного потока реактора ВВЭР-1000. Для моделирования подобных задач разработана специальная методика, основанная на современных методах компьютерного моделирования. Проведено моделирование изменения изотопного состава аустенитной стали Х18Н10Т под действием нейтронного облучения в течение длительного времени

Spherical detector device mathematical modeling with taking into account detector module symmetry

Mathematical model for spherical detector device accounting to symmetry properties is considered. Exact algorithm for simulation of measurements procedure with multiple radiation sources developed. Modelling results are shown to have perfect agreement with calibration measurementsРозглянуто математичне моделювання шарового детектора з урахуванням властивостей симетрії. Представлено послідовний алгоритм моделювання процедури вимірювань за наявності декількох джерел випромінювання. Показано, що результати моделювання добре узгоджуються з калібрувальними вимірюваннями.Рассмотрено математическое моделирование шарового детектора с учетом свойств симметрии. Представлен последовательный алгоритм моделирования процедуры измерения при наличии нескольких источников излучения. Показано, что результаты моделирования имеют хорошее согласие с калибровочными измерениями

Questions of the effective methods choosing for neutron-physical processes simulation

One of the possible variants of neutron generator is electron accelerator driven subcritical facility. Analytical method is not appropriate one for designing of this system. Such system is simulated by Monte Carlo methods. The main aim of the presented article is choosing of optimal simulation tools by Monte Carlo methods for solution of the neutron-physical tasks.Одним з можливих варіантів генератора нейтронів є підкритична ядерна збірка, що керується прискорювачем заряджених частинок. Для проектування систем даного типу застосування аналітичних розрахунків є недостатнім. Моделювання таких систем здійснюється методом Монте-Карло. Метою даної роботи є вибір оптимального інструменту моделювання методом Монте-Карло для вирішення нейтроно-фізичних задач.Одним из возможных вариантов генератора нейтронов является подкритическая ядерная сборка, управляемая ускорителем заряженных частиц. Для проектирования систем данного типа применение аналитических расчетов является недостаточным. Моделирование таких систем осуществляется методом Монте-Карло. Целью данной работы является выбор оптимального инструмента моделирования методом Монте-Карло для решения нейтронно-физических задач

Point-kernel method for radiation fields simulation

Point-kernel source method for radiation field calculation using Mercure-3 code is considered. Calculation results are shown to be in perfect agreement with those obtained using MCNP code.На прикладі програмного коду Mercure-3 розглянуто застосування метода точкового джерела для розрахунку радіаційних полів. Показано, що результати розрахунків добре узгоджуються з розрахунками за методом Монте-Карло, які виконано за допомогою програмного коду MCNP.На примере программного кода Mercure-3 рассмотрено применение метода точечного источника для расчета радиационных полей. Показано, что результаты расчетов хорошо согласуются с расчетами по методу Монте-Карло, выполненными при помощи программного кода MCNP

Mathematical modelling of radioactive dust rise during collapse of “Shelter” object building structures

Model calculations of general dust quantity which is possible to raise during possible crashing of “Shelter” building structures are shown. Mechanism of particle “jump-up” i.e. raising of particles due to dusted surface oscillation is used during calculations. It is shown, that particles with diameter 20 µm are possible to overpass border sublayer and raise over ruins of the “Shelter” building.Проведено модельні розрахунки загальної кількості пилу, який може підніматися при можливому руйнуванні внутрішніх нестабільних конструкцій об’єкту “Укриття”. При розрахунках розглядався механізм “підскоку” частинок, тобто підйом частинок, який виникає внаслідок коливань запиленої поверхні. Показано, що частинки пилу діаметром близько 20 мкм здатні долати ламінарний прикордонний підшар і підніматися над розвалами об'єкту “Укриття”.Проведены модельные расчеты общего количества пыли, которая может подниматься при возможном обрушении внутренних нестабильных конструкций объекта “Укрытие”. При расчетах рассматривался механизм “подскока” частиц, т.е. подъем частиц, возникающий из-за колебаний запыленной поверхности. Показано, что частицы пыли диаметром около 20 мкм способны преодолевать ламинарный пограничный подслой и подниматься над развалами объекта “Укрытие”

Computation studying of the neutron yield from the neutron-production target irradiated with electrons

It is considered the modeling of neutron yield from the targets with high atomic numbers irradiated with accelerated electrons. Modeling results from the MCNPX and GEANT software are compared with existing experimental results and deterministic calculationsРозглянуто використання програмних кодiв MCNPX та GEANT для розрахунку виходу нейтронiв з нейтроноутворюючих мiшеней, що використовують прискоренi електрони з прискорювача. Доведено, що розрахунки з використанням методу Монте-Карло та програмного коду MCNPX добре узгоджу- ються з експериментом i аналiтичними розрахунками.Рассмотрено применение программных кодов MCNPX и GEANT для расчета выхода нейтронов из различных нейтронопроизводящих мишеней, использующих ускоренные электроны из ускорителя. Показано, что расчеты по методу Монте-Карло, выполненные при помощи программного кода MCNPX, хорошо согласуются с имеющимися данными и данными аналитических расчетов

Physical and mathematical simulation of biological shielding

Biological shielding physical simulation and angular distribution measurement method within the “Shelter” object conditions using “Ekran” facility was considered. Method for biological shielding mathematical simulation using data obtained with ShD-1 facility is presented. It is shown that results of mathematical simulation have satisfactory agreement with those obtained with “Ekran” facility.Розглянуто метод фізичного моделювання біозахисту та вимірювання кутового розподілення гама- випромінювання в умовах об’єкта “Укриття” з використанням пристрою “Екран”. Представлений метод математичного моделювання біозахисту з використанням даних приладу ШД-1. Доведено, що результати математичного моделювання біозахисту задовільно погоджуються з експериментальними даними, які одержано за допомогою пристрою “Екран”.Рассмотрен метод физического моделирования биозащиты и измерения углового распределения гамма- излучения в условиях объекта “Укрытие” с использованием установки “Экран”. Представлен метод математического моделирования биозащиты с использованием данных прибора ШД-1. Показано, что результаты математического моделирования биозащиты удовлетворительно согласуются с экспериментальными данными, полученными при помощи установки “Экран”