Search

The description of the bench base of the research nuclear facility IVB-2M is given. The main stages of the life cycle of experimental devices intended for irradiation in a reactor are demonstrated. The importance of optimizing the content of the components of the radiation-protective material, determined by the isotopic composition of radioactive contamination, is shown, depending on the type of the reactor installation, the duration of operation, and other factors. The application of an optimization algorithm based on the results of a computational study of the attenuating power of homogeneous radiation-protective materials with various fillers relative to gamma radiation is described., Приведено описание стендовой базы исследовательской ядерной установки ИВВ-2М. Продемонстрированы основные этапы жизненного цикла экспериментальных устройств, предназначенных для облучения в реакторе. Показана значимость оптимизации содержания компонентов радиационно-защитного материала, определяемого изотопным составом радиоактивных загрязнений, в зависимости от типа реакторной установки, продолжительности эксплуатации и других факторов. Описано применение алгоритма оптимизации на основе полученных результатов расчетного исследования ослабляющей способности гомогенных радиационно-защитных материалов с различными наполнителями по отношению к гамма-излучению.

Приведено обоснование необходимости верификации результатов расчетного определения состава гомогенных радиационно-защитных материалов для планируемых условий облучения. Описана технология получения радиоактивных изотопов на исследовательском ядерном реакторе для экспериментального определения защитных свойств РЗМ. Приведены характеристики мишеней и полученных радиоактивных изотопов. Описана установка для проведения измерений кратности ослабления гамма-излучения радиоактивных источников образцами радиационно-защитных материалов., The substantiation of the need to verify the results of the calculation determination of homogeneous composition of radiation-shielding materials for the intended irradiation conditions. The technology of production of radioactive isotopes in the nuclear research reactor for the experimental determination of the protective properties of rare-earth metals is described. The characteristics of the targets and the produced radioactive isotopes are given. A facility for the measurement of multiplicity attenuation of gamma radiation from radioactive sources, samples of radiation-shielding materials is described.

The main results of aerosol dispersion determination of anthropogenic radionuclides released are presented in this work. Three-stage screen type diffusion battery developed in the Radiation Laboratory of the Institute of Industrial Ecology (Ural Branch of the Russian Academy of Sciences) was used in this experiment.