Сухие строительные смеси для устройства защитных конструкций от нейтронов с энергией 14,8 МэВ Текст научной статьи по специальности «Технологии материалов»

строительство объектов использования

атомной энергии

УДК 691.32:621.039 DOI: 10.22227/1997-0935.2017.9.947-953

СУХИЕ СТРОИТЕЛЬНЫЕ СМЕСИ ДЛЯ УСТРОЙСТВА ЗАЩИТНЫХ КОНСТРУКЦИЙ ОТ НЕЙТРОНОВ С ЭНЕРГИЕЙ 14,8 МэВ

А.П. Пустовгар

Национальный исследовательский Московский государственный строительный университет (НИУМГСУ), 129337, г. Москва, Ярославское шоссе, д. 26

АННОТАцИЯ. Предмет исследования: бетон для устройства защитных конструкций от нейтронов с энергией 14,8 МэВ. При возведении защитных конструкций от ионизирующих излучений в зданиях объектов использования атомной энергии особое внимание уделяется качеству производства работ и оценке соответствия возведенных конструкций требованиям проектной документации.

цель исследования: получение необходимых данных для верификации программ нейтронно-физического расчета защитных характеристик бетонов различного химического состава.

Материалы и методы: для достижения целей проведены расчетно-экспериментальные исследования с использованием генератора нейтронов с энергией 14,8 МэВ, комплекса спектрометрического и дозиметрического оборудования и расчетного программного комплекса ANISN. Исследования проводились для двух составов бетонов. Результаты: выявлена удовлетворительная сходимость расчетных и экспериментальных данных. Выводы: полученные результаты расчетно-экспериментальных исследований позволят разработать простые полуэмпирические методики расчета, которые могут быть использованы при проектировании составов бетонов с требуемой защитной эффективностью от нейтронов с энергией 14,8 МэВ и при контроле стабильности химического состава сухих бетонных смесей при их производстве и применении.

КЛЮчЕВыЕ СЛОВА: бетон, нейтроны с энергией 14,8 МэВ, сухие строительные смеси, спектрометр, генератор нейтронов, ядерная плотность, нейтронно-физический расчет, коллиматор

ДЛЯ цИТИРОВАНИЯ: Пустовгар А.П. Сухие строительные смеси для устройства защитных конструкций от нейтронов с энергией 14,8 МэВ // Вестник МГСУ. 2017. Т. 12. Вып. 9 (108). С. 947-953.

DRY MORTARS FOR CONSTRUCTION OF PROTECTIVE STRUCTURES AGAINST NEUTRONS WITH ENERGY OF 14.8 MeV

A.P. Pustovgar

Moscow State University of Civil Engineering (National Research University) (MGSU), ^

26 Yaroslavskoe shosse, Moscow, 129337, Russian Federation ft

- O

H

ABSTRACT. Subject: concrete for construction of protective structures from neutrons with energy of 14.8 MeV. When I constructing protective structures from ionizing radiation in the buildings of nuclear facilities, special attention is given to the

work quality and conformity assessment of the built structures to the project documentation requirements. _

Research objectives: the objective is to obtain the necessary data for verification of software programs for neutron-physical r

analysis of protective characteristics of concretes with different chemical composition. C

Materials and methods: in order to achieve the objectives, computational and experimental studies were carried out using y

KEY WORDS: concrete, neutrons with energy of 14.8 MeV, dry construction mixtures, spectrometer, neutron generator, nuclear density, neutron-physical calculation, collimator

H

a 14.8 MeV neutron generator, a spectrometric and dosimetric equipment complex, and the ANISN computational software package. Studies were carried out for two compositions of concrete.

Results: the results of the performed studies showed satisfactory agreement between the computational and experimen- 2

tal data. 1

Conclusions: the obtained results of computational and experimental studies will allow us to develop simple semi-empirical K)

calculation methods that can be used in designing concrete compositions with the required protective efficiency from ^

neutrons with energy of 14.8 MeV and in controlling the stability of chemical composition of dry concrete mixtures during ^ their production and usage.

y

9

FOR CITATION: Pustovgar A.P. Sukhie stroitel'nye smesi dlya ustroystva zashchitnykh konstruktsiy ot neytronov s en ergiey 14,8 MeV [Dry Mortars for Construction of Protective Structures Against Neutrons with Energy of 14.8 MeV]. Vestnik © MGSU [Proceedings of Moscow State University of Civil Engineering]. 2017, vol. 12, issue 9 (108), pp. 947-953.

© А.П. Пустовгар 947

СО О

№

О >

с во

N ^

2 О

н *

О

X 5 I н о ф ю

ВВЕДЕНИЕ

При возведении защитных конструкций от ионизирующих излучений в зданиях объектов использования атомной энергии особое внимание уделяется качеству производства работ и оценке соответствия возведенных конструкций требованиям проектной документации. Учитывая, что в соответствии с законом конструкции объектов использования атомной энергии должны проектироваться с учетом всех этапов их жизненного цикла [1], проблемы, возникающие на стадиях строительства, эксплуатации и вывода из эксплуатации, должны быть решены на стадии проектирования. Одной из важнейших проблем является выбор материалов защитных конструкций, которые наряду с необходимыми строительно-технологическими и прочностными характеристиками должны также обладать высокой защитной эффективностью от ионизирующих излучений, образующихся в результате работы ядерных установок. Дополнительно в составе материалов защитных конструкций ограничивается количество компонентов, содержащих химические элементы, активирующиеся под действием нейтронного излучения. Учитывая, что основным материалом для защитных конструкций является бетон, на этапе проектирования и подбора технологического состава бетона следует выбирать вяжущие, заполнители, минеральные и химические добавки таким образом, чтобы обеспечить требуемые защитные характеристики и исключить активацию бетона защитной конструкции при облучении нейтронами в течение срока эксплуатации ядерной установки. Обеспечение данного требования практически невозможно при использовании бетонов, приготавливаемых на приобъектных заводах по производству товарного бетона, так как при данном подходе нельзя обеспечить постоянный контроль за фазовым и химическим составом составляющих компонентов бетона.

Одним из путей обеспечения стабильности фазового и химического состава бетона является при-

Табл. 1. Химический состав исследуемых бетонов

менение сухих строительных смесей, технологический регламент производства которых позволяет контролировать стабильность качества поступающих компонентов и обеспечивать постоянство как технологического, так и фазового и химического составов выпускаемых сухих бетонных смесей. Однако для реализации данного подхода необходимо верифицировать программы нейтронно-физического расчета защитных характеристик бетонов с различным химическим составом на базе экспериментальных исследований, на основе дальнейших расчетных исследований разработать простые полуэмпирические методики расчета, которые могут быть использованы при проектировании составов бетонов с требуемой защитной эффективностью от нейтронов с энергией 14,8 МэВ и контроле стабильности химического состава сухих бетонных смесей при их производстве и применении.

ЦЕЛИ И ЗАДАЧИ ИССЛЕДОВАНИЯ

Вопрос верификации программных продуктов по расчету нейтронно-физических характеристик является важным элементом обеспечения радиационной безопасности объектов использования ядерной энергии, так как позволяет на основе экспериментальных данных откорректировать расчетные модели программного средства [2].

Целью настоящего исследования являлось получение необходимых данных для апробации программ нейтронно-физического расчета защитных характеристик бетонов различного химического состава.

Защитные бетоны работают в полях различных излучений в зависимости от вида ядерной установки; в рамках данного исследования рассмотрены бетоны, предназначенные для работы в полях нейтронов, образующихся в результате термоядерной реакции синтеза, и обладающих энергией 14,8 МэВ. Для защитных конструкций используют бетоны, отличающиеся видом вяжущего, заполнителя, минеральных и химических добавок, что обусловливает

Состав бетона Химический элемент, кг/м3

Н О А1 Si Са Ее Mg S Итого

Обычный бетон

Портландцемент 0,4 171,5 10,1 58,5 193,8 12,1 5,0 4,6 456

Песок — 336,5 6,9 299,1 — — — 4,6 647,1

Гранитный щебень 3,2 470,4 50,8 313,3 55,7 62,4 13,3 5,2 974,3

Химически связанная вода 10,2 8,1 — — — — — — 91,3

Всего 13,8 1059,5 67,8 670,9 249,5 74,5 18,3 14,4 2168,7

Тяжелый бетон

Портландцемент 0,6 244,4 13,0 75,6 234,8 15,7 6,5 — 590,6

Окалина — 888,9 — 61,8 9,8 1876,8 11,6 — 2848,9

Химически связанная вода 13,1 104,9 — — — — — — 118

Всего 13,7 1238,2 13,0 137,4 244,6 1892,5 18,1 — 3557,5

Табл. 2. Ядерные плотности химических элементов в составе экспериментальных бетонов

Плотность бетона, кг/м3 Содержание химического элемента, кг/м3

Н О А1 Si Са Ее Mg S

Обычный бетон 2168 8,22 • 1021 4,14 • 1022 1,53 • 1021 1,44 • 1022 3,76 • 1021 8,05 • 1020 4,56 • 1020 2,71 • 1020

Бетон на окалине 3557 8,18 • 1021 4,66 • 1022 2,89 • 1020 2,95 • 1021 3,68 • 1021 2,04 • 1022 4,48 • 1020 —

их различие в технологических и, как следствие, химических составах. Поэтому основными задачами исследования являлись проведение экспериментальных исследований для составов с различным содержанием легких и тяжелых химических элементов и оценка их влияния на защитные характеристики бетонов. Основными химическими элементами, входящими в состав бетона и определяющими его защитные свойства, являются водород, кислород, алюминий, кальций, сера, кремний, магний, углерод, железо, содержащиеся в различных минеральных фазах в вяжущем и в заполнителе.

Для проведения эксперимента были выбраны два вида бетонов, существенно отличающихся по химическому составу:

• обычный бетон на портландцементе с гранитным щебнем в качестве заполнителя, имеющий плотность у = 2168 кг/м3;

• тяжелый бетон на портландцементе с мелким заполнителем окалиной, имеющий плотность у = = 3557 кг/м3.

Химический состав бетонов определялся методом рентгеновской спектрометрии (табл. 1) [3].

На основании данных химического анализа были рассчитаны ядерные плотности химических элементов в бетонах (табл. 2) [4].

материалы и методы исследования

Образцы из обоих типов бетонов были выполнены в виде блоков с поперечными размерами 1000 х 1000 мм и толщиной около 150 мм каждый (рис. 1). Бетонные блоки в виде сборки требуемой толщины собирались на самоходной тележке грузоподъемностью около 10 000 кг, в передней части ис-

00

Ф

0 т

1

X

О У

Т

0

1

К)

В

г

3

у

о

X 9

Рис. 1. Типы блоков, используемых в эксперименте: 1 — бетонный блок; 2 — арматура крепления блока; 3 — колли- 8 мирующее отверстие

СО О

№

О >

с

10

N ^

2 О

н >

О

X S I h

О ф

Рис. 2. Схема эксперимента: 1 — источник нейтронов; 2 — передний коллиматор; 3 — исследуемый защитный экран; 4 — задний коллиматор; 5 — детектор; Н — толщина защиты; l1 — зазор между источником нейтронов и лицевой поверхностью защитного экрана; l2 — зазор между задней поверхностью защитного экрана и эффективным центром детектора

следуемой сборки помещался коллиматор толщиной 450 мм, центральный канал которого надвигался на мишенный блок генератора 14 МэВ нейтронов [5, 6]. Максимальная толщина исследуемой сборки составляла 900 мм. Вплотную за исследуемыми защитными экранами располагался задний коллиматор толщиной 450 мм с центральным осевым каналом диаметром 100 мм, предназначенным для размещения датчиков (при измерениях мощностей доз с помощью дозиметров нейтронов на основе РУС-У8 использовался коллиматор с каналом диаметром 250 мм). Толщина исследуемой сборки варьировалась с изменением количества блоков между передними и задними коллиматорами. В эксперименте моделировалась бесконечная геометрия (рис. 2) [7].

При проведении исследований использовались следующие детекторы:

• сцинтилляционный спектрометр нейтронов с кристаллом паратерфинила (ПТФ) (детектор № 2) [8];

• сцинтилляционный спектрометр с кристаллом стильбена у-квантов STB (детектор № 3) [9];

• у-дозиметр СЕМ (СБМ-10) [10, 11];

• дозиметр нейтронов (ДА) на основе универсального сцинтилляционного радиометра РУС-У8;

• детектор тепловых нейтронов (ТН) на базе этого же радиометра РУС-У8.

Все детекторы размещались на оси ионопро-вода нейтронного генератора. Расстояния от задней плоскости исследуемой защитной сборки до эффективного центра детектора каждого типа следующие:

lSTB, мм W мм 1сбм, мм Ьш, мм ¿ДА, мм

27 15 12 15 108

По результатам экспериментальных исследований получены следующие характеристики:

• суммарная мощность дозы нейтронного излучения в диапазоне энергий Б , мР/ч, от 0,5 эВ до 15 МэВ;

• спектры нейтронов в диапазоне 1,8...15 МэВ ф", н/см2 • н ;

тэ ^ источ7

• спектры вторичного фотонного излучения в диапазоне 0,3.10 МэВ фЭ

^ т

• плотность потока тепловых нейтронов фэ, н/см2 • с;

• абсолютные значения плотности потока тепловых нейтронов за сборкой толщиной 300 мм фат, н/см2 • с;

• суммарные мощности дозы фотонного излучения в диапазоне энергий 0эу, мР/ч, в 0,1.6 МэВ.

Полученные результаты нормированы на один нейтрон источника, вылетающий в угол 4 п.

В качестве инструмента для проведения расчетных исследований использовалась программа ANISN [12]. Расчеты проводились в сферической геометрии в приближении с использованием 40-групповой библиотеки констант DLC-23/CASK/32 [13], содержащей 22 нейтронные группы. Расчеты проводились для составов бетонов, представленных в табл. 1, рассчитывались следующие функционалы:

• суммарная мощность дозы нейтронного излучения Б , мР/ч;

гр 7

• суммарная мощность дозы фотонного излучения Б, мР/ч;

г' ' I

• групповые плотности потока нейтронов фп , н/(см2 • с), i = 1.22;

• групповые плотности потока вторичного фотонного излучения ф, н/(см2 • с), ] = 1.18.

результаты исследований

На рис. 3 и 4 приведены результаты расчетных и экспериментальных исследований, погрешности эксперимента Д для доверительной вероятности р = 0,95, а также отклонения экспериментальных результатов от расчетных 5, %. Для адекватного сопоставления эксперимента с расчетом расчетные результаты, полученные по программе АЫКМ, были скорректированы на геометрический фактор, учитывающий наличие зазоров между экспериментальными блоками и зазора между эффективным центром каждого типа детектора и задней плоскостью исследуемой сборки. Все результаты приведены к мощности источника 1010 н/с в 4п. Отклонение экспериментальных значений от расчетных определялось как: 5 = [(Бэксп - Брасч)/ Бэксп] • 100, %.

Результаты выполненных исследований показывают удовлетворительное согласие расчетных и экспериментальных данных.

Рассчитанный поток тепловых нейтронов практически во всем диапазоне исследованных толщин для обоих типов бетонов превышает измеренные величины на 30.40 %, что связано, по-видимому,

С. 947-953

10'

к ю-

10"

10»

10'

10'

10:

101

1 1 г

V 1 Г

\ X

\ \ ч V.

ч-* ■ ч ' Ч ' ч

4 N. { ч ■ V

л/ У

у 4_,

о

15 30 45 60 75 90

>

Я см

л

о" Н)7

да

10?

104

кг

кг

10'

о

1 / /

/ 2 /

<

- Ж 4 У Г"

30 45 60 75 90

Я, см

Рис. 3. Пространственные распределения нейтронного и вторичного фотонного излучения в обычном бетоне у = 2168 кг/м3: 1 — поток тепловых нейтронов; 2 — полная мощность дозы нейтронов; 3 — поток нейтронов 10...15 МэВ; 4 — полная мощность дозы фотонного излучения

Рис. 4. Пространственное распределение нейтронного и вторичного фотонного излучения в бетоне на окалине у = 3557 кг/м3: 1 — поток тепловых нейтронов; 2 — полная мощность дозы нейтронов; 3 — поток нейтронов 10...15 МэВ; 4 — полная мощность дозы у-квантов

с неучетом спектрального распределения тепловых нейтронов в диапазоне энергий ниже 0,414 эВ программой ANISN. Для анализа этих расхождений требуется более точный термализационный расчет спектрального распределения в этой области энергий.

Следует отметить, что измеренные групповые потоки нейтронов в ряде случаев отличаются от расчетных на величины, превышающие ошибки эксперимента, однако эти отклонения не носят систематического характера, что свидетельствует о недооценке ошибок, связанных с несоответствием толщины бетона и расстояний до источника, имевших место в эксперименте и заданных в расчете. Точному измерению толщин бетонных блоков и зазоров между ними мешали отклонения размеров по всей площади образцов, связанные с технологией их изготовления. Средние ошибки в определении толщины оцениваются нами как ±5 мм. Влияние этих неточностей в учете толщин блоков на потоки в различных энергетических группах нейтронов неодинаково из-за различия ослабления нейтронов разных энергий бетоном.

Для мощностей доз нейтронного и вторичного фотонного излучения отклонения расчета от эксперимента находятся в пределах ошибок эксперимента и составляют максимально значения 17 % для обычного бетона на толщине 15 см (Бп) и 20 % — на толщине 30 см (Б).

Из анализа экспериментальных и расчетных результатов следует, что расчетные оценки спектров вторичного; фотонного излучения в обычном бетоне для толщин 29,0 и 88,8 см в целом удовлетворительно совпадают с экспериментом для всего диапазона измерений (исключая интервал 2,5...3,0 МэВ). Таким образом, можно заключить, что программа АККЫ с константным обеспечением DLC-23/CASK в целом удовлетворительно описывает экспериментальные результаты по измерению доз нейтронного и вторичного фотонного излучения, а также спектров нейтронов в защитах из бетонов различного химического состава.

ВЫВОДЫ

По результатам исследований можно сделать следующие выводы:

1. Расчет по программе АККМ мощностей доз нейтронов и гамма-квантов, а также энергетических распределений нейтронов и гамма-квантов в обычном бетоне и бетоне на окалине до толщин 90 см удовлетворительно согласуются с экспериментальными результатами. При этом использовалась система констант DLC-23/CASK.

2. Расхождения между расчетом и экспериментом для гамма-излучения энергии Е > 6 МэВ на малых толщинах бетона, а также в мягкой области требуют дальнейших исследований.

00

Ф

0 т

1

*

О У

Т

0

1

м

В

г

3

у

о *

9

О 00

3. Описанные экспериментальные методики для исследования прохождения нейтронов и вторичного гамма-излучения и полученные экспериментальные данные могут быть использованы для верификации других программ для расчета мощностей доз нейтронов и гамма-квантов, а также энергетических распределений нейтронов и гамма-квантов в бетонах различных составов.

4. Полученные результаты расчетно-экспери-ментальных исследований позволят разработать простые полуэмпирические методики расчета, которые могут быть использованы при проектировании составов бетонов с требуемой защитной эффективностью от нейтронов с энергией 14,8 МэВ и при контроле стабильности химического состава сухих бетонных смесей при их производстве и применении.

литература

со о

№

О >

с

10

N ^

2 о

н >

о

X S I h

О ф

1. Об использовании атомной энергии : Федеральный Закон № 170ФЗ в ред. № 347-Ф3 от 30.11.2011.

2. Marashi M.K., Maiorino J.R., Mendonga A.G., Santos A. IRAN.LIB (Improved Range of ANISN/PC LIBrary): a P-3 coupled neutron-gamma cross-section library in ISOTXS format to be used by ANISN/PC (CCC-0514/02) // Annals of Nuclear Energy. 1991. Vol. 18. Issue 10. Pp. 597-602.

3. Adamtsevich A., Eremin A., Pustovgar A. et al. Research on the Effect of Prehydration of Portland Cement Stored in Normal Conditions // Applied Mechanics and Materials. 2014. Vols. 670-671. Pp. 376-381.

4. Бродер Д.Л., Зайцев Л.Н., Комочков М.М. и др. Бетон в защите ядерных установок. М. : Атом-издат, 1973. 320 c.

5. Испытательные установки для облучения конструкционных материалов ядерных и термоядерных реакторов // Атомная техника за рубежом. 1987. № 3.

6. Севастьянов В.Д., Цой B.C. Создание комплекса образцовых средств измерений в Энергетическом институте им. Г.М. Кржижановского для методического обеспечения исследований бланке-тов термоядерных реакторов // Нейтронно-энерге-тические проблемы термоядерных установок : сб. науч. тр. М. : ЭНИН им. Г.М. Кржижановского, 1989. С. 18-22.

7. Lavdansky P.A., Iwanov W.W., Pustovgar А.Р. Schutz abschirmung aus beton im 14,8 MeV Neutro-

Поступила в редакцию в сентябре 2017 г. Принята в доработанном виде в сентябре 2017 г. Одобрена для публикации в сентябре 2017 г.

nenfeldern // Jahrestagung Kerntechnik'95 In-forum Nurnberg. Nurnberg, 1995. Pp. 56-59.

8. Бродер В.Л., Гуреев В.И., Лещинер М.Е. и др. Пространственно-энергетические распределения быстрых нейтронов в чередующихся слоях материалов радиационной защиты термоядерных реакторов // Инженерные проблемы термоядерных электростанций: сб. науч. тр. М. : ЭНИН им. Г.М. Кржижановского, 1981. C. 40-46.

9. Бродер Д.Л., Готлиб Д.И., Нестеров Л.Д., Пустовгар А.П. Распределение мощностей доз нейтронного и вторичного фотонного излучения в защитных экранах из бетона различного состава от нейтронов с энергией 14-15 МэВ // Пятая всесоюзная научная конференция по защите от ионизирующих излучений ядерно-технических установок, ИФВЭ. Серпухов : ИВФЭ, 1989. С. 100.

10. Машкович В.П., Климанов В.А. Малогабаритный счетчик типа СБМ-10 // Атомная энергия. 1966. Т. 20. С. 127.

11. Кужиль А.С., Рымаренко А.И., Цыпин С.Г. и др. Исследование хода с жесткостью дозиметрических приборов гамма квантов с энергией до 6 МэВ // Радиационная безопасность и защита АЭС : сб. ст. М. : Атомиздат, 1975.

12. ANISN/PC, RSIC CODE PACKAGE CCC-514. Режим доступа: http://dl.hieng.ir/bot/ 357113269_1499506242.PDF.

13. Roussin R.W., Kirk B.L., Trubey D.K. Radiation Shielding and Protection / ed. R.A. Meyers. 3rd edn. Amsterdam : Elsevier, 2003. 581 p. (Encyclopedia of Physical Science and Technology)

Об авторе: Пустовгар Андрей Петрович — кандидат технических наук, профессор, проректор, научный руководитель Научно-исследовательского института строительных материалов и технологий (НИИ СМиТ), Национальный исследовательский Московский государственный строительный университет (НИУ МГСУ), 129337, Москва, Ярославское шоссе, д. 26, [email protected].

С. 947-953

references

1. Ob ispol'zovanii atomnoy energii [On the Use of Atomic Energy]: Federal Law no. 170FZ in the edition no. 347-FZ of 30.11.2011. (In Russian)

2. Marashi M.K., Maiorino J.R., Mendonça A.G., Santos A. IRAN.LIB (Improved Range of ANISN/PC LIBrary): a P-3 coupled neutron-gamma cross-section library in ISOTXS format to be used by ANISN/ PC (CCC-0514/02). Annals of Nuclear Energy. 1991, vol. 18, issue 10, pp. 597-602.

3. Adamtsevich A., Eremin A., Pustovgar A. et al. Research on the Effect of Prehydration of Portland Cement Stored in Normal Conditions. Applied Mechanics and Materials. 2014, vols. 670-671, pp. 376-381. (In Russian)

4. Broder D.L., Zaytsev L.N., Komochkov M.M. et al. Beton v zashchite yadernykh ustanovok [Concrete in the Protection of Nuclear Installations]. Moscow, At-omizdat Publ., 1973, 320 p. (In Russian)

5. Ispytatel'nye ustanovki dlya oblucheniya kon-struktsionnykh materialov yadernykh i termoyadernykh reaktorov [Test Facilities for Irradiating Structural Materials of Nuclear and Thermonuclear Reactors]. At-omnaya tekhnika za rubezhom [Nuclear Technology Abroad]. 1987, no. 3. (In Russian)

6. Sevast'yanov V.D., Tsoy B.C. Sozdanie kom-pleksa obraztsovykh sredstv izmereniy v Energet-icheskom institute im. G.M. Krzhizhanovskogo dlya metodicheskogo obespecheniya issledovaniy blanketov termoyadernykh reaktorov [Creation of a Complex of Exemplary Measuring Instruments at the G.M. Krzhizh-anovsky Energetics Institute for Methodological Support of Blanket Research of Thermonuclear Reactors]. Neytronno-energeticheskie problemy termoyadernykh ustanovok [Neutron-Energy Problems of Thermonuclear Installations: Collected Scientific Works of the G.M. Krzhizhanovsky Energetics Institute]. Moscow, G.M. Krzhizhanovsky Energetics Institute, 1989, pp. 18-22. (In Russian)

7. Lavdansky P.A., Iwanov W.W., Pustovgar A.R. Schutz abschirmung aus beton im 14,8 MeV Neutronenfeldern [Protection Shielding From Concrete in the 14.8 MeV Neutron Fields]. Jahrestagung Kern-technik'95 Inforum Nurnberg [Anniversary Nuclear Technology'95 Inforum Nurnberg]. Nurnberg, 1995, pp. 56-59. (In German)

8. Broder V.L., Gureev V.I., Leshchiner M.E. et al. Prostranstvenno-energeticheskie raspredeleniya bystrykh neytronov v chereduyushchikhsya sloyakh materialov radiatsionnoy zashchity termoyadernykh reaktorov [Spatial-Energy Distributions of Fast Neutrons in Alternating Layers of Radiation Shielding Materials for Thermonuclear Reactors]. Inzhenernye problemy termoyadernykh elektrostantsiy [Engineering Problems of Thermonuclear Power Plants : Collected Scientific Works of the G.M. Krzhizhanovsky Energetics Institute]. Moscow, G.M. Krzhizhanovsky Energetics Institute, 1981, pp. 40-46. (In Russian)

9. Broder D.L., Gotlib D.I., Nesterov L.D., Pustovgar A.P. Raspredelenie moshchnostey doz neytron-nogo i vtorichnogo fotonnogo izlucheniya v zashchitnykh ekranakh iz betona razlichnogo sostava ot neytronov s en-ergiey 14-15 MeV [Distribution of Dose Rates of Neutron and Secondary Photon Radiation in Protective Screens of Concrete of Various Composition From Neutrons with the 14-15 MeV Energy]. Pyataya vsesoyuznaya nauchnaya konferentsiya po zashchite ot ioniziruyushchikh izlucheniy yaderno-tekhnicheskikh ustanovok, IFVE [Fifth AllUnion Scientific Conference on Protection from Ionizing Radiation of Nuclear Technical Installations, Institute for High Energy Physics]. Serpukhov, Institute for High Energy Physics, 1989, pp. 100. (In Russian)

10. Mashkovich V.P., Klimanov V.A. Malo-gabaritnyy schetchik tipa SBM-10 [Small-Sized Counter of the SBM-10 Type]. Atomnaya energiya [Atomic Energy]. 1966, vol. 20, pp. 127. (In Russian)

11. Kuzhil' A.S., Rymarenko A.I., Tsypin S.G. et al. Issledovanie khoda s zhestkost'yu dozimetri-cheskikh priborov gamma kvantov s energiey do 6 MeV [Investigation of the Course with the Rigidity of Dosimetric Gamma Quanta with Energy up to 6 MeV]. Ra-diatsionnaya bezopasnost' i zashchita AES [Radiation Safety and Protection of Nuclear Power Plants : Collected Papers]. Moscow, Atomizdat Publ., 1975. (In Russian)

12. ANISN/PC, RSIC CODE PACKAGE CCC-514. Available at: http://dl.hieng.ir/bot/357113269_ 1499506242.PDF.

13. Roussin R.W., Kirk B.L., Trubey D.K. Radiation Shielding and Protection. Amsterdam, Elsevier, 2003, 581 p. (Encyclopedia of Physical Science and Technology)

m

ф

0 т

1

s

*

о

У

Т

о s

Received in September 2017.

Adopted in revised form in September 2017.

Approved for publication in September 2017.

About the author: Pustovgar Andrey Petrovich — Candidate of Technical Sciences, Professor, Vice Provost for Research, Scientific Director of the Research Institute of Building Materials and Technologies (NII SMiT), Moscow State University of Civil Engineering (National Research University) (MGSU), 26 Yaroslavskoe shosse, Moscow, 129337, Russian Federation; [email protected].

K) В

IT

У

о *

9

О 00