Details

Работа посвящена верификации MCC MT и MCNP путём сопоставления расчётных значений мощности амбиентной эквивалентной дозы с экспериментальными данными для гамма-излучающих радионуклидов Eu-152, Ba-133, Cs-137, Co-60, бета-источника Sr-90/Y-90 (тормозное излучение) и нейтронного источника Pu-Be. Измерения выполнены с использованием дозиметра ДКС-АТ1123 и блока детектирования нейтронов БДКН-05. Бета- и гамма-источники являются эталонами первого разряда с прослеживаемостью к Государственному первичному эталону единиц активности. Разработаны детализированные модели установок в MCC MT. На основе расчётных спектров с использованием коэффициентов ICRP рассчитаны значения мощности амбиентной эквивалентной дозы. Для гамма-излучения получена удовлетворительная сходимость. Для тормозного излучения при использовании специального колпачка с фильтром и наличии свинцовой защиты расхождения снижаются до приемлемого уровня. Для нейтронного излучения также достигнута удовлетворительная сходимость. Сравнение MCC MT и MCNP в сферической геометрии показало высокую степень согласия для гамма-излучения. Для нейтронного и тормозного излучений выявлены существенные расхождения, обусловленные различиями в аппроксимации непрерывных спектров (дискретное задание бинами в MCNP) и используемых библиотеках сечений. Результаты подтверждают применимость MCC MT для расчёта мощности амбиентной эквивалентной дозы в гамма- и нейтронных полях.

This work is devoted to the verification of MCC MT and MCNP by comparing calculated ambient dose equivalent values with experimental data for gamma-emitting radionuclides Eu-152, Ba-133, Cs-137, Co-60, a beta source Sr-90/Y-90 (bremsstrahlung radiation), and a neutron source Pu-Be. Measurements were carried out using a DKS-AT1123 dosimeter and a BDKN-05 neutron detection unit. The beta and gamma sources are first-class reference standards with traceability to the State Primary Standard of activity units. Detailed models of the experimental setups were developed in MCC MT. Based on the calculated spectra, ambient dose equivalent values were derived using ICRP conversion coefficients. For gamma radiation, satisfactory agreement was obtained. For bremsstrahlung radiation, when using a special filter cap and lead shielding, the discrepancies are reduced to an acceptable level. For neutron radiation, satisfactory agreement was also achieved. Comparison of MCC MT and MCNP in spherical geometry showed a high degree of agreement for gamma radiation. For neutron and bremsstrahlung radiation, significant discrepancies were identified, due to differences in the approximation of continuous spectra (discrete binning in MCNP) and the cross-section libraries used. The results confirm the applicability of MCC MT for calculating ambient dose equivalent in gamma and neutron fields.