Вестник Кольского научного центра РАН № 4, 2019 г.

В. А. Наумов, С. А. Гусак 48 http://www.naukaprint.ru/zhurnaly/vestnik/ на середине высоты источника, а также вклады в полную мощность дозы γ-излучения радионуклидов 134 Cs, 137 Cs и 154 Eu. Из рис. 5 следует, что ослабление мощности дозы защитой контейнера ТУК-120 характеризуется величиной примерно 2  10 6 , а мощность эффективной дозы гамма- излучения на поверхности контейнера составляет около 0,1 мЗв/ч. В соответствии с нормативным документом [12] при таком значении мощности дозы перевозка контейнеров с ОЯТ данного типа может осуществляться на условиях обычного использования. Распределение относительного вклада каждого из рассматриваемых радионуклидов в мощность дозы γ-излучения по толщине защиты показано на рис. 6. Данный график наглядно иллюстрирует значительный рост с толщиной защиты вклада γ-излучения 154 Eu ― от 5 % на границе с источником до 55 % на поверхности контейнера, что свидетельствует о значимости учета гамма- излучения, испускаемого при распаде этого радионуклида. Объясняется данный факт наличием в спектре γ-квантов 154 Eu линий с энергией примерно 1,6 МэВ, для которой коэффициент ослабления гамма-излучения материалами защиты имеет значительно меньшие значения по сравнению с 137 Cs. Наличие «жестких» энергетических линий в спектре γ-квантов 134 Cs также определяет существенный вклад данного радионуклида в формирование мощности дозы на поверхности контейнера. Заключение Методами математического моделирования определены масса и активность гамма- излучающих радионуклидов 134 Cs и 154 Eu, накапливающихся в активных зонах водо-водяных (АБВ, «Унитерм», КЛТ-40С, РИТМ-200М) и жидкометаллических (СВБР-100) реакторов. Установлена сильная зависимость накопления радионуклидов от спектра нейтронов в активной зоне реактора. Так, для реакторов на быстрых нейтронах типа СВБР накопление 134 Cs и 154 Eu, нормированное на единицу энерговыработки, оказалось в 2–2,5 раза меньше, чем в реакторах на тепловых нейтронах. Выполненные расчеты показали относительно низкую величину активности 154 Eu, которая составляет менее 3 % от суммарной активности гамма-излучателей ( 134 Cs, 137 Cs и 154 Eu) на конец кампании реактора. Однако роль 154 Eu в формировании мощности дозы сильно возрастает в задачах с большой кратностью ослабления ионизирующего излучения в защите. Значимость 154 Eu продемонстрирована на примере изучения прохождения гамма-квантов, испускаемых при распаде 134 Cs, 137 Cs и 154 Eu, через защиту металлобетонного контейнера ТУК-120 с облученным топливом реакторов АСММ. Выполненные исследования показали, что при кратности ослабления мощности дозы γ-излучения в защите контейнера, равной примерно 10 6 , относительный вклад гамма-излучения 154 Eu в суммарную мощность дозы возрастает с 5 % на границе с источником излучения до 55 % на поверхности контейнера. Эта особенность обусловлена наличием в γ-спектре 154 Eu линий с энергией γ-квантов около 1,6 МэВ, которая превышает максимальные энергии γ-спектра 134 Cs (примерно 1,3 МэВ) и 137 Cs (0,66 МэВ). Полученные данные могут быть применены при решении задач, связанных с обеспечением радиационной безопасности при обращении с ОЯТ реакторов АСММ. Рис. 6. Относительный вклад дозообразующих радионуклидов в мощность дозы γ-излучения по толщине защиты контейнера ТУК-120 с ОЯТ реактора АБВ Fig. 6. Relative contribution of dose-forming radionuclides to gamma radiation dose rate over the thickness of protection of TUK-120 container with SNF of ABV reactor