Описано новий композитний матеріал для радіаційного захисту від фотонного випромінювання на основі важкого бетону, армованого базальт-борною фіброю, який може бути застосований у біологічному захисті контейнерів HI-STORM для зберігання відпрацьованого ядерного палива. Виконано моделювання проходження фотонного випромінювання в цьому матеріалі за допомогою Монте-Карло коду Serpent. Розглянуто два процеси. Перший процес – проходження первинних фотонів у бетоні біологічного захисту від гомогенізованого джерела випромінювання фотонів відпрацьованого ядерного палива. Другий процес – визначення вторинних фотонів, що утворилися внаслідок поглинання та непружного розсіювання первинних нейтронів у бетоні біологічного захисту від гомогенізованого джерела випромінювання. У першому та другому процесах досліджувалися два типи важкого бетону: бетон з гранітним щебнем та бетон з базальтовим щебнем. До бетону з гранітним щебнем додавалися два типи базальт-борної фібри з різними концентраціями оксиду бору. Перший тип базальтової фібри містить 5 % маси B2O3 і 95 % маси базальту. Другий тип базальтової фібри містить 10 % B2O3 і 90 % базальту. На один метр кубічний бетону з гранітним щебнем додавалося від 1 кг до 20 кг базальт-борної фібри. Методом Монте-Карло виконано моделювання процесу радіаційного поглинання нейтронів з подальшим утворенням та проходженням фотонів через бетон біологічного захисту контейнера HI-STORM. Проаналізовано захисні властивості бетону з додаванням базальтової фібри та різним масовим вмістом оксиду бору (5 % і 10 %). Модифіковані склади бетону мають більше переваг порівняно зі звичайним бетоном. Продемонстровано, що для покращення захисних властивостей від фотонного випромінювання в бетон доцільно додавати наповнювач з більшою густиною. Також запропонована, як композитний матеріал, базальт-борна фібра, яка має значний потенціал та може бути використана в атомній енергетиці для покращення захисних властивостей біологічного захисту контейнерів зберігання відпрацьованого ядерного палива.

У статті описано валідацію розрахунків коефіцієнта розмноження Монте-Карло кодом Serpent 2. Валідацію проведено порівнянням з іншими нейтронно-фізичними кодами. Опис валідаційної моделі та дані для порівняння взяті з бенчмарку «A VVER-1000 LEU and MOX Assembly Computational Benchmark, NEA/NSC/DOC(2002)10», у якому містяться результати розрахунку нейтронно-фізичних характеристик тепловидільної збірки реактора ВВЕР-1000 такими кодами як-от: MCU, TVS-M, WIMS8A, HELIOS, MCNP4B, MULTICELL. Також виконано порівняння з кодом версією Serpent 1, яка є попередньою версією розглянутого коду Serpent 2. Отримані результати свідчать про коректність розрахунку ефективного коефіцієнта розмноження нейтронів ядерного палива за допомогою коду Serpent 2 та можливість його застосування на одному рівні з кодами TVS-M та HELIOS, які використовуються для підготовки константного забезпечення систем внутрішньореакторного контролю атомних станцій.