За допомогою числових методів розраховано потужність дози випромінювання радіоактивних відходів за бетонним захистом. У ході розрахунку враховано геометрію захисної оболонки, розмір джерела та його ізотопний склад. Як модельні геометричні параметри взято розміри відпрацьованої тепловиділяючої збірки та товщину бетонного контейнера зберігання, що провітрюється - ВВЕР. Для проведення числових розрахунків, у середовищі Wolfram Alpha складено комп'ютерну програму. В програмі враховано зміну ізотопного складу відпрацьованого ядерного палива з часом і зміну енергетичного спектра гамма-випромінювання. Проведено порівняння результатів розрахунків із даними по тепловиділенню відпрацьованого ядерного палива. Методика, що використовувалась, надає можливість проводити швидку оцінку зміни якості радіоактивних відходів (РАВ) у разі довгострокового зберігання без переробки, за різного початкового ізотопного складу палива. За результатами розрахунків проаналізовано зміни гамма-випромінювання РАВ.

 Наукова періодика України 

---

  Якщо, ви не знайшли інформацію про автора(ів) публікації, маєте бажання виправити або відобразити більш докладну інформацію про науковців України запрошуємо заповнити "Анкету науковця"