Данная работа посвящена оценке мощности эквивалентной дозы нейтронного излучения в пультовой УНУ «Сферический токамак Глобус-М», а также эффективности и целесообразности различных вариантов биологиче-ской защиты, предназначенной для снижения получаемой персоналом средне-годовой эквивалентной дозы. Работа проводилась на базе ФГБУ ФТИ им. А.Ф. Иоффе РАН, где была измерена геометрия экспериментального зала и пультовой, а также получены данные о потоке нейтронов из установки. На основании этих данных были вычислены мощность флюенса и мощность эквивалентной дозы быстрых нейтронов в пультовой, а также среднегодовая эквивалентная доза, получае-мая персоналом. Для расчёта ослабления потока нейтронов на основании полного сечения взаимодействия нейтронов и дифференциального сечения рассеяния, полу-ченных из базы данных ENDF/B-VII.1, вычислялись сечения выведения раз-личных химических элементов. Были рассмотрены различные варианты защиты; для них были вычисле-ны мощности флюенса и эквивалентной дозы быстрых нейтронов, а также среднегодовая эквивалентная доза. На основании полученных результатов бы-ли сделаны выводы об их эффективности и целесообразности.

The given work is devoted to estimate equivalent dose rate of neutron radia-tion in control room of the unique scientific facility “Spherical tokamak Globus-M” and to estimate efficiency and feasibility of different options for neutron shielding, which is designed to decrease the received by personnel average annual equivalent dose. The work has been done on the base of the Ioffe Physical-Technical Institute of the Russian Academy of Sciences, where the geometrical parameters of facility and control room have been measured and data for neutron flux has been received. Basing on this data the fluence rate, equivalent dose rate and received by personnel average annual equivalent dose have been calculated. To calculate the neutron flux attenuation in matter removal cross-sections of different chemical compounds have been calculated, basing on total interaction cross-sections and cross-section angular distributions, which have been received from ENDF/B-VII.1 database. Different options for neutron shielding have been considered. The fluence rate, equivalent dose rate and received by personnel average annual equivalent dose have been calculated for these shieldings. Basing on obtained results conclusions about shielding efficiency and feasibility have been done.