No abstract

Новий композитний матеріал на основі важкого бетону і базальт-борної фібри для радіаційного захисту від нейтронного випромінювання Романенко І.М. Інститут проблем безпеки АЕС НАН України, м. Київ, Україна ORCID: https://orcid.org/0000-0003-0090-8871 Голюк М.І. Інститут проблем безпеки АЕС НАН України, м. Київ, Україна ORCID: https://orcid.org/0000-0001-9233-9287 Носовський А.В. Інститут проблем безпеки АЕС НАН України, м. Київ, Україна ORCID: https://orcid.org/0000-0002-2594-3780 Власенко Т.С. Інститут проблем безпеки АЕС НАН України, м. Київ, Україна ORCID: https://orcid.org/0000-0002-1743-4652 Гулік В.І. Інститут проблем безпеки АЕС НАН України, м. Київ, Україна ORCID: https://orcid.org/0000-0002-3790-8392 Для безпечної експлуатації різних джерел радіоактивного випромінювання необхідно мати надійний радіаційний захист. Захист від радіоактивного випромінювання досліджується дуже давно, як в нашій країні так і за кордоном. Але на сьогодні все ж існує потреба в розробці нових композитних матеріалів, що будуть забезпечувати захист від радіоактивного випромінювання та матимуть покращені механічні та економічні характеристики.Представлено новий композитний матеріал для радіаційного захисту на основі важкого бетону з серпентинітом, армованого базальтборною фіброю, з різними концентраціями оксиду бору, для використання в біологічному захисті в атомній енергетиці. Захисні властивості нового композитного матеріалу були досліджені з різними джерелами нейтронного випромінювання, а саме: 1) нейтрони з енергією 14 МеВ; 2) швидкі нейтрони, що утворюються при поділі U-235 (джерело спектра поділу U-235); 3) швидкі нейтрони поділу U-235 після проходження шару води.Виконано моделювання проходження нейтронного випромінювання в цьому бетоні і в бетоні зі щебенем за допомогою Монте-Карло коду Serpent. Показано, що додавання базальт-борної фібри в бетон покращує захисні властивості бетону від нейтронного випромінювання для нейтронів з різними енергіями, але найбільш ефективним є додавання фібри у випадку теплових нейтронів. К л ю ч о в і с л о в а: базальт-борна фібра, серпентиніт, важкий бетон, радіаційний захист, Монте-Карло код Serpent, моделювання нейтронного випромінювання.

Modeling of the neutron-physical characteristics of the Kyoto University KUCA subcritical facility was conducted using the Monte Carlo Serpent code. The effective multiplication factors for the critical experiments of the series II on the KUCA research subcritical facility were calculated. The presented calculation results were compared with the experimental results and the results of the calculations made using the Monte Carlo codes MCNP6 and KENO-VI.

The paper presents a new composite material for radiation protection based on extra-heavy concrete reinforced by basalt fiber. Basalt fiber is a new material for concrete reinforcement, which provides improved mechanical characteristics of concrete, reduces the level of microcracks and increases the durability of concrete. Within the scope of present work, the gamma-ray radiation protection properties of concrete reinforced with basalt fiber was modeled. Two types of extra-heavy concrete were used for this paper. The main gamma-ray attenuation coefficients such as mean atomic number, mean atomic mass, mean electron density, effective atomic number, effective electron density, Murty effective atomic number were analyzed with help of WinXCom software. It has been shown that the addition of basalt fiber to concrete does not impair its gamma-ray radiation shielding properties. With increasing the basalt fiber dosage in concrete, the radiation properties against gamma radiation are improved. This research was carried out with the financial support of the IAEA, within the terms and conditions of the Research Contract 20638 in the framework of the Coordinated Research Project (CRP) “Accelerator Driven Systems (ADS) Applications and use of Low-Enriched Uranium in ADS (T33002)” within the project “The Two-Zone Subcritical Systems with Fast and Thermal Neutron Spectra for Transmutation of Minor Actinides and Long-Lived Fission Products”.

The paper presents a new composite material for radiation shielding properties. This material is based on super-heavy concrete reinforced with basalt fiber, which could be used in biological protection systems for neutron radiation sources. The simulation of the neutron transport in the presented material was performed using the Monte Carlo Serpent code. Two types of heavy concretes were considered in the present paper: 1) with ordinary rubble coarse aggregate and 2) with barite coarse aggregate. For each type of concrete, the basalt fiber with dosage from 1 kg/m3 to 50 kg/m3 was added. The current transmission rates were obtained as a result of the neutron-physical modelling for neutron transport from source to detector through the proposed concrete samples with different thicknesses. The obtained modelling results were analyzed from the viewpoint of effectiveness of the radiation shielding properties. Also, elastic and capture microscopic cross-sections were considered for some isotopes and as a result, some aspects of the radiation shielding properties were clarified. The concrete with ordinary rubble coarse aggregate has better radiation shielding properties in case of low concrete thicknesses due to better neutron scattering on light nucleuses. In contrast to this, the concrete with barite coarse aggregate has better radiation shielding properties in case of high concrete thicknesses due to better neutron absorption. It is shown that the addition of basalt fiber to concrete not only improves its mechanical properties and reduces the number and size of microcracks, but also increases the ability to protect against neutron flux. The proposed composite material could be recommended for use with the following neutron sources: (D, T) neutron generators, plasma focus devices, fusion reactors and fast reactors. This research was carried out with the financial support of the IAEA, within the terms and conditions of the Research Contract 20638 in the framework of the Coordinated Research Project (CRP) “Accelerator Driven Systems (ADS) Applications and use of Low-Enriched Uranium in ADS (T33002)” within the project ‘The Two-Zone Subcritical Systems with Fast and Thermal Neutron Spectra for Transmutation of Minor Actinides and Long-Lived Fission Products’.