Россия
Россия
Россия
Россия
В статье обсуждается проблема прогнозирования гамма-полей и осуществление точного дозиметрического контроля на промышленных площадках объектов использования атомной энергии. Предлагается метод прогнозирования, реализуемый посредством программного моделирования. Представлены расчеты, указывающие на точность описанного метода.
радиационный контроль, излучение, прогнозирование, мощность дозы, промышленная площадка
1. Нормы радиационной безопасности. НРБ-99/2009.
2. Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций. СП АС-03.
3. Дозиметрический контроль внешнего профессионального облучения. Общие требования. МУ 2.6.1.25-2000.
4. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности. ОСПОРБ-99/2010.
5. Критерии приемлемости радиоактивных отходов для захоронения. НП-093-14.
6. Правила безопасности при перевозке радиоактивных материалов. НП-053-16.
7. Отчет об оказании информационно-консультативных услуг эксплуатирующей организации в части определения характеристик выбросов и сбросов радиоактивных веществ в окружающую среду в целях повышения эффективности радиационного контроля. ФГУП «Институт проблем безопасного развития атомной энергетики Российской Академии наук» (ИБРАЭ РАН), 2022.
8. Жердев Г.М. Система программ расчета параметров ядерной и радиационной безопасности внереакторного топливного цикла. Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата физико-математических наук. Обнинск, 2009.
9. Климова В.А., Ташлыков О.Л. Моделирование радиационных полей от загрязненного оборудования с использованием математического пакета MathCad. Новые образовательные технологии в ВУЗе. Восьмая международная научно-методическая конференция, 2–4 февраля 2011. Сборник материалов. Екатеринбург: УрФУ. 2011. С. 76-79.
10. Блохин А.И., Блохин П.А., Ванеев Ю.Е., Сипачев И.В. Программный комплекс «КОРИДА» для прогнозирования радиационных полей с учетом изменений характеристик источников излучения и инженерных барьеров безопасности//ВАНТ, сер. «Математическое моделирование физических процессов», 2019, вып. 4.
11. Курындин А.В., Киркин А.М., Строганов А.А. Информационная система поддержки принятия регулирующих решений при транспортировании отработавшего ядерного топлива реакторов ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и РБМК-1000//Ядерная и радиационная безопасность. 2012. № 1(63).
12. Андреев Н.Г., Вавилкин В.Н. Программа расчета уровней гамма-излучения остановленного реактора//Труды НГТУ им. Р.Е. Алексеева. 2021. № 3(134).
13. Интернет-ресурс ИБРАЭ РАН. URL: http://www.ibrae.ac.ru/contents/956/ (дата обращения: 9.07.2024).
14. Огородников И.Н. Введение в теорию переноса ионизирующих излучений. Учебное пособие. Издание 2-е, переработанное и дополненное. Уральский государственный технический университет имени первого президента России Б.Н. Ельцина. Екатеринбург, УГТУ-УПИ, 2010.
15. Голиков И.Г. Лекции по дозиметрии и защите. Санкт-Петербургский политехнический университет Петра Великого. Санкт-Петербург, 2016.
16. Курындин А.В. Информационная система поддержки принятия регулирующих решений при транспортировании ОЯТ реакторов типа ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и РБМК-1000. Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук. М., 2013.
