CC BY
67
ВЕСТНИК лтъплл
10/2014
БЕЗОПАСНОСТЬ СТРОИТЕЛЬНЫХ СИСТЕМ. ЭКОЛОГИЧЕСКИЕ ПРОБЛЕМЫ В СТРОИТЕЛЬСТВЕ.
ГЕОЭКОЛОГИЯ
УДК 621.384.633
Т.Ю. Алиев, И.А. Енговатов*, П.А. Лавданский*, В.Н. Соловьев*
ООО «РАНСТРОЙ», *ФГБОУВПО «МГСУ»
НАВЕДЕННАЯ АКТИВНОСТЬ БЕТОННОЙ РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЫ КАНЬОНОВ ЦИКЛОТРОНОВ НА СТАДИИ ВЫВОДА
ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ
Приведена оценка данных производителя циклотронов PETtrace 880 по радионуклидам, образующимся в составе бетонной биологической защиты циклотрона в ПЭТ-центре НИИ ДОиГ РОНЦ им. Н.Н. Блохина по окончании срока эксплуатации. Показано, что данные производителя могут привести к недооценке объемов радиоактивных отходов. Намечены задачи дальнейшего исследования проблемы. Определена роль оценки наведенной активности на стадии проектирования и вывода из эксплуатации циклотронов для радиационной безопасности.
Ключевые слова: проектирование, радиационная защита, наведенная активность, ядерная медицина, циклотрон, состав бетона, конструктивные решения.
В настоящее время в большинстве случаев (до 70 %) онкологических заболеваний у детей диагностируется на поздних стадиях, когда резко снижается эффективность лечения или оно уже не представляется возможным.
Несмотря на богатейший потенциал производства радионуклидов и РФП, в России это направление отстает. Однако реализация планов строительства медицинских радиологических центров позволит значительно изменить сложившуюся ситуацию к лучшему [1—3].
В связи с этим возникает ряд задач, которые необходимо решить на новом этапе развития радиационной медицины. Подробное описание основных вопросов приведено в [4—8]. Важной задачей является выбор материалов радиационной защиты, так как они в значительной степени определяют радиационную безопасность при эксплуатации и объемы радиоактивных отходов на стадии вывода из эксплуатации, оценка радиационной обстановки. Стадия вывода из эксплуатации является заключительной в жизненном цикле данных установок1 [9—11].
Одним из новых центров радиационной медицины является научно-исследовательский институт детской онкологии и гематологии РОНЦ им. Н.Н. Блохина РАМН (НИИ ДОиГ). В составе этого центра имеется корпус пози-тронно-эмиссионной томографии (ПЭТ), в котором нарабатываются радио-
1 СП 2.6.6.2572—2010. Обеспечение радиационной безопасности при обращении с промышленными отходами атомных станций, содержащими техногенные радионуклиды. Режим доступа: http://www.niiot.ru/doc/bank00/doc922/doc.htm. Дата обращения: 28.09.2014.
фармпрепараты (РФП) на двух циклотронах PETtrace 880 фирмы General Electric. Циклотроны расположены в защищенных каньонах, выполненных из монолитного железобетона (рис.).
При наработке радионуклидов на циклотронах PETtrace 880 внутренние поверхности железобетонных защитных стен и перекрытий облучаются вторичными нейтронами из реакций (p, n) на мишенях и конструкционных материалах циклотрона.
Схема каньонов циклотронов
В результате ядерных реакций на химических элементах, входящих в состав оборудования и радиационной защиты, часть оборудования циклотронов, а также часть радиационной защиты каньонов циклотронов становятся радиоактивными за счет образования радионуклидов. Образовавшиеся радионуклиды имеют различные периоды полураспада, схемы распада, различный выход и энергию ионизирующего излучения.
При остановленном циклотроне наибольшую радиационную опасность представляют долгоживущие радионуклиды с большим периодом полураспада и с активностью, превышающей минимально значимую.
Результаты теоретических и экспериментальных значений активности ра-дионуклидных источников, представленных производителем циклотрона [12], составляют основу прогнозных оценок радиационной опасности бетона каньона на момент вывода циклотрона из эксплуатации.
Нормативный срок службы циклотрона для ПЭТ составляет 20 лет при 20 % использовании циклотрона по времени.
Концентрации следовых редкоземельных элементов принятые в расчетах составляют:
европий (Е^ — 0,0001 %; кобальт (Со) — 0,0020 %;
ВЕСТНИК
МГСУ-
10/2014
торий (ТЬ) — 0,0008 %;
уран (и) — 0,0002 %;
литий (Li) — 0,0050 %.
Остальные компоненты бетона приняты по стандартным данным производителя.
Объемная масса бетона — 2300 кг/м3.
Суммарная удельная активность радионуклидов в бетоне (табл. 1) составляет порядка 105 Бк. Наибольшая активность наблюдается у бета-активного изотопа трития (3Н). Основными наиболее опасными гамма-излучающи-ми компонентами бетона являются изотопы европия-152 (152Еи) и кобальт-60 (60Со). Активность 152Еи и 60Со в первых 20 см бетона примерно на порядок выше, чем фон 40К и сравнима с фоном 40К на глубине около 50 см.
Табл. 1. Удельная активность радионуклидов в бетоне каньонов циклотронов после 30-дневной выдержки
Нуклиды Удельная активность, Бк/кг, на глубине, см
0—20 20—40 40—60 60—80 80—100 100—120 120—140 140—160
60Со 3,10Е+03 1,00Е+03 2,30Е+02 4,60Е+01 8,20Е+00 1,40Е+00 2,30Е—01 3,30Е-02
134С8 5,00Е+02 1,10Е+02 2,20Е+01 4,10Е+00 7,00Е-01 1,20Е-01 1,90Е—02 2,70Е-03
152Еи 4,20Е+03 1,50Е+03 3,60Е+02 7,10Е+01 1,30Е+01 2,20Е+00 3,60Е—01 5,10Е-02
154Еи 2,80Е+02 8,00Е+01 1,70Е+01 3,40Е+00 6,10Е-01 1,00Е—01 1,70£-02 2,40Е-03
5Те 1,20Е+04 4,40Е+03 1,00Е+03 2,00Е+02 3,60Е+01 6,20Е+00 1,00Е+00 1,40Е-01
5Те 2,00Е+02 7,20Е+01 1,60Е+01 3,30Е+00 5,80Е-01 1,00Е—01 1,60Е-02 2,30Е-03
3Н 6,30Е+04 2,30Е+04 5,20Е+03 1,10Е+03 1,90Е+02 3,20Е+01 5,20Е+00 7,50Е-01
40К 6,20Е+02 6,20Е+02 6,20Е+02 6,20Е+02 6,20Е+02 6,20Е+02 6,20Е+02 6,20Е+02
232ти 3,20Е+01 3,20Е+01 3,20Е+01 3,20Е+01 3,20Е+01 3,20Е+01 3,20Е+01 3,20Е+01
238и 2,50Е+01 2,50Е+01 2,50Е+01 2,50Е+01 2,50Е+01 2,50Е+01 2,50Е+01 2,50Е+01
В настоящей статье санитарно-гигиеническая оценка наведенной активности защитных конструкций после прекращения эксплуатации строится на соотношении активностей радионуклидов с минимально-значимыми удельными активностями (МЗУА) по ОСПОРБ 99—20 1 02.
В соответствии с табл. 1 наибольшие удельные активности распределены по внутреннему слою бетонной защиты толщиной 20 см, их значения будут приняты для дальнейшего сравнения.
Согласно СанПиН 2.6.1.25 23—093 нормы радиационной безопасности (НРБ—99/2009) МЗУА соответствующих радионуклидов приведены в табл. 2.
2 СП 2.6.1.2612—10. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ 99/2010). М. : ФЦГиЭ Роспотребнадзора, 2010. 83 с.
3 СанПиН 2.6.1.2523—09. Нормы радиационной безопасности НРБ—99/2009. М. : ФЦГиЭ
Роспотребнадзора, 2009. 100 с.
Безопасность строительных систем. Экологические проблемы в строительстве. Геоэкология УЕБТЫНС
_мвви
Табл. 2. МЗУА радионуклидов
Нуклид 60Co 134Cs 152Eu 154Eu 55Fe 59Fe 3H 40K 232Th 238U 60Co
МЗУА, 1,00E 1,00E 1,00E 1,00E 1,00E 1,00E 1,00E 1,00E 1,00E 1,00E 2,00E
Бк/кг +04 +04 +04 +04 +09 +04 +09 +04 +03 +04 +09
Сумма отношений удельных активностей радионуклидов после 30-дневной выдержки к МЗУА этих радионуклидов составила менее 1 (~ 0,92). Следовательно, бетонная защита не относится к радиоактивным отходам и для дальнейшего обращения с бетонной защитой циклотрона разрешение органов госсанэпиднадзора не требуется.
Согласно новой классификации для твердых радиоактивных отходов [9—11], материалы с удельной активностью в пределах 102...103 Бк/г относятся к категории очень низко активных отходов (ОНАО), а материалы с удельной активностью меньше 102 Бк/г — к материалам повторного использования (МПИ). Следовательно, бетонная защита, в принципе, не относится к радиоактивным отходам и для дальнейшего обращения с бетонной защитой циклотрона разрешение органов госсанэпиднадзора не требуется. Все это справедливо, если расчетные оценки удельной активности выполнены должным образом.
С этой точки зрения важными входными параметрами для расчетов наведенной активности является содержание так называемых активационноопас-ных элементов в материалах оборудования и бетонной защиты циклотронов. Результаты экспериментальных исследований по определению содержания активационноопасных элементов в защитных бетонах и сталях приведены в [13, 14]. Из них следует, что в зависимости от типов заполнителей и месторождений, где добывалось сырье, разброс концентраций примесных и следовых элементов весьма значителен и может достигать 50 раз. Причем разброс не только между видами однотипных заполнителей, но и для материалов одного вида. Так, например, гранитный заполнитель, добытый на Урале, содержит 0,0004 % европия, а гранитный заполнитель, добытый в Запорожье — 0,000085 %.
Таким образом, расчеты наведенной активности по исходным данным производителя могут привести к недооценке уровня наведенной активности, а значит и к неправильным подходам по выводу из эксплуатации каньонов циклотронов, находящихся в НИИ ДОиГ. Для определения фактического значения наведенной радиоактивности в каньонах, расположенных в НИИ ДОиГ, необходимо провести исследования по определению состава бетона радиационной защиты, в т.ч. с учетом содержания активационноопасных элементов. Полученные результаты послужат корректировке проекта в части обеспечения радиационной безопасности персонала и окружающей среды.
По аналогии с проектами реакторных шахт атомных электростанций, для снижения уровня наведенной активности и уменьшения трудоемкости демонтажа радиоактивного бетона следует разработать сборно-разборную защиту внутреннего радиоактивного слоя каньона из бетона с малой активацией [15]. После демонтажа внутреннего слоя и реконструкции помещения, каньон можно будет повторно ввести в эксплуатацию под циклотроны, либо для иных целей.
ВЕСТНИК лтъплл
10/2014
Для вновь проектируемых объектов подобного типа элементный состав защитных конструкций должен быть отражен в проектных документах на объект. Подбор состава должен производиться по активационной способности примесных и следовых элементов. Адекватная оценка наведенной активности должна найти свое отражение в оптимизации проектных и строительных решений. Такой подход позволит осуществить будущую стадию вывода из эксплуатации более экономичным и безопасным за счет снижения радиоактивных отходов, снижения дозовых затрат персонала и населения.
Библиографический список
1. Кузьмина Н.Б. Что такое ядерная медицина? М. : НИЯУ МИФИ, 2012. 32 с.
2. Костылев В.А. Горькая правда о «модернизации» нашей атомной медицины // Медицинская физика. 2010. № 4 (48). С. 82—93.
3. Эмиссионная томография: основы ПЭТ и ОФЭКТ / пер. с англ. ; под ред. Д. Арсвольда, М. Верника. М. : Техносфера, 2009. 600 с.
4. Теличенко В.И., Дорогань И.А. Обеспечение комплексной безопасности объектов медицинского назначения с источниками ионизирующего излучения // Вестник МГСУ 2014. № 8. С. 136—152.
5. BittnerA., JungwirthD., Bernard M., Gerland L., Brambilla G., Fitzpatrick J. Concepts Aimed at Minimizing the Activation and Contamination of Concrete // Decommissioning of Nuclear Power Plants / Proceedings of a European Conference held in Luxembourg, 22—24 May 1984. Springer Netherlands, 1984. Pp. 371—388.
6. Wang Feng, Cui Tao, Zhang Tianjue, Jia Xianlu, Zhang Xingzhi, Li Zhenguo. Radiation shielding design for medical cyclotron // Proceedings of IPAC2013, Shanghai, China. JACoW— Creative Commons Attribution, 2013. Pp. 3339—3341.
7. Kimura K., Ishikawa T., Kinno M., Yamadera A., Nakamura T. Residual long-lived radioactivity distribution in the inner concrete wall of a cyclotron vault // Health physics. 1994. Vol. 67. No. 6. Pp. 621—631.
8. Shiomi T., Azeyanagi Y., Yamadera A., Nakamura T. Measurement of Residual Radioactivity of Machine Elements and Concrete on the Cyclotron Decommissioning» // Journal of nuclear science and technology. 2000. Vol. 37. No. 1. Pp. 357—361.
9. СанПиН 2.6.1.2891—11. Требования радиационной безопасности при производстве, эксплуатации и выводе из эксплуатации (утилизации) медицинской техники, содержащей источники ионизирующего излучения. Режим доступа: http://ohranatruda. ru/ot_biblio/ot/2011/zak1196.pdf. Дата обращения: 28.09.2014.
10. НП-038—11. Общие положения обеспечения безопасности радиационных источников // Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии. Режим доступа: http://files.stroyinf.ru/Data2/1/4293806/4293806203.files/0.gif. Дата обращения: 28.09.2014.
11. Об обращении с радиоактивными отходами и о внесении изменений в отдельные законодательные акты Российской Федерации (с изменениями и дополнениями). Федеральный Закон Российской Федерации от 11 июля 2011 г. № 190-ФЗ. Режим доступа: http://base.garant.ru/12187848. Дата обращения: 28.09.2014.
12. PETtrace — Unshielded Machine: Summary of Source Terms, Radiation Fields and Radwaste Production / Electronic Signature Information. GE Healthcare, 11/23/2005. Doc0100224, Rev:1. 1st ed. 21 p.
13. ЛавданскийП.А., НазаровВ.М., СтефановН.И., ФронтасьеваМ.В. Наведенная активность бетона, применяемого для защиты ядерных установок // Атомная энергия. 1988. Т. 64. Вып. 6. С. 419—422.
14. Енговатов И.А., Машкович В.П., Орлов Ю.В. Пологих Б.Г., Хлопкин Н.С., Цыпин С.Г. Радиационная безопасность при выводе из эксплуатации реакторных установок гражданского и военного назначения / под науч. рук. Н.С. Хлопкина. М. : Паимс, 1999. 300 с.
15. Былкин Б.К., Енговатов И.А. Вывод из эксплуатации реакторных установок. М. : МГСУ 2014. 228 с.
Поступила в редакцию в августе 2014 г.
Об авторах: Алиев Таиб Юнусович — инженер-проектировщик, проектно-строительная компания ООО «ГК «РАНСТРОЙ», 117041, г. Москва, ул. Академика Понтрягина, д. 21, корп. 1, ionaur235@gmail.com;
Енговатов Игорь Анатольевич — доктор технических наук, профессор, профессор кафедры строительства объектов тепловой и атомной энергетики, Московский государственный строительный университет (ФГБОУ ВПО «МГСУ»), 129337, г. Москва, Ярославское шоссе, д. 26, 8 (499) 183-26-74, eng46@mail.ru;
Лавданский Павел Александрович — доктор технических наук, профессор, профессор кафедры строительства объектов тепловой и атомной энергетики, Московский государственный строительный университет (ФГБОУ ВПО «МГСУ»), 129337, г. Москва, Ярославское шоссе, д. 26, pavlavdan@gmail.com;
Соловьев Виталий Николаевич — доктор технических наук, профессор, профессор кафедры строительства объектов тепловой и атомной энергетики, Московский государственный строительный университет (ФГБОУ ВПО «МГСУ»), 129337, г. Москва, Ярославское шоссе, д. 26, solvn@mail.ru.
Для цитирования: Алиев Т.Ю., Енговатов И.А., Лавданский П.А., Соловьев В.Н. Наведенная активность бетонной радиационной защиты каньонов циклотронов на стадии вывода из эксплуатации // Вестник МГСУ 2014. № 10. С. 106—113.
T.Yu. Aliev, I.A. Engovatov, P.A. Lavdanskiy, V.N. Solov'ev
INDUCED ACTIVITY OF A CONCRETE RADIATION SHIELDING OF CYCLOTRON CANYONS ON THE STAGE OF DECOMMISSIONING
One the new stage on nuclear medicine development there is a need to solve a number of tasks. The choice of radiation shield materials is an important task, because they to a large extend determine radiation safety in the process of operation and volumes of radioactive emissions in case of decommissioning. The stage of decommissioning is final in operation life of such installations.
In the article the authors present an estimation of the producer of cyclotrons PETtrace 880 on radionuclides, which arise in the composition of concrete biological shield of cyclotron after decommissioning in Pet-centre of Russian Oncologic Scientific Center named after N.N. Blokhin. It was shown, that the data of the producer can lead to underestimating the volumes of radioactive waste. The tasks for further investigation on the problem are outlined. The authors defined the role of induced activity estimation on the stage of design and decommissioning of the cyclotrons for radiological safety.
For designed objects the elemental composition of protecting constructions should be included in design documents. The choice of the composition should take in account the activation capacity of doping and tracing elements. The adequate estimation of induced activity should result in optimization of design and construction solutions. Such an approach will allow realizing the future stage of decomposition in more efficient and safe way by reducing radioactive waste and dose costs for staff and population.
Key words: design, radiation shield, induced activity, nuclear medicine, cyclotron, concrete composition, construction solutions.
BECTHMK ,n(on4yl
10/2014
References
1. Kuz'mina N.B. Chto takoe yadernaya meditsina [What is Nuclear Medicine]. Moscow, NIYaU MIFI Publ., 2012, 32 p. (in Russian)
2. Kostylev V.A. Gor'kaya pravda o «modemizatsii» nashey atomnoy meditsiny [Bitter Truth on "Modernization" of our Noclear Medcine]. Meditsinskaya fizika [Medical Physics]. 2010, no. 4 (48), pp. 82—93. (in Russian)
3. Wernick M.N., Aarsvold J.N., editors. Emission Tomography: The Fundamentals of PET and SPECT. 2004, Academic Press, 596 p.
4. Telichenko V.I., Dorogan' I.A. Obespechenie kompleksnoy bezopasnosti ob"ektov meditsinskogo naznacheniya s istochnikami ioniziruyushchego [Ensuring Integrated Security for the Objects of Medical Purpose with Ionizing Sources]. Vestnik MGSU [Proceedings of Moscow State University of Structural Engineering]. 2014, no. 8, pp. 136—152. (in Russian)
5. Bittner A., Jungwirth D., Bernard M., Gerland L., Brambilla G., Fitzpatrick J. Concepts Aimed at Minimizing the Activation and Contamination of Concrete. Decommissioning of Nuclear Power Plants. Proceedings of a European Conference held in Luxembourg, 22—24 May 1984. Springer Netherlands, 1984, pp. 371—388. DOI: http://dx.doi.org/10.1007/978-94-009-5628-5_32.
6. Wang Feng, Cui Tao, Zhang Tianjue, Jia Xianlu, Zhang Xingzhi, Li Zhenguo. Radiation Shielding Design for Medical Cyclotron. Proceedings of IPAC2013, Shanghai, China. JACoW — Creative Commons Attribution, 2013, pp. 3339—3341.
7. Kimura K., Ishikawa T., Kinno M., Yamadera A., Nakamura T. Residual Long-Lived Radioactivity Distribution in the Inner Concrete Wall of a Cyclotron Vault. Health Physics. 1994, vol. 67, no. 6, pp. 621—631.
8. Shiomi T., Azeyanagi Y., Yamadera A., Nakamura T. Measurement of Residual Radioactivity of Machine Elements and Concrete on the Cyclotron Decommissioning. Journal of Nuclear Science and Technology. 2000, vol. 37, no. 1, pp. 357—361. DOI: http://dx.doi.org/1 0.1080/00223131.2000.10874906.
9. SanPiN 2.6.1.2891—11. Trebovaniya radiatsionnoy bezopasnosti pri proizvod-stve, ekspluatatsii i vyvode iz ekspluatatsii (utilizatsii) meditsinskoy tekhniki, soderzhash-chey istochniki ioniziruyushchego izlucheniya [Sanitary Regulations and Standards SanPiN 2.6.1.2891—11. Requirements for Radiation Safety in the Process of Production, Operation and Decommissioning (Utilization) of Medical Technology Containing Sources of Ionizing Radiation]. Available at: http://ohranatruda.ru/ot_biblio/ot/2011/zak1196.pdf. Date of access: 28.09.2014. (in Russian)
10. NP-038—11. Obshchie polozheniya obespecheniya bezopasnosti radiatsionnykh istochnikov [Norms and Requirements NP-038—11. General Requirements on Ensuring Safety of Radiation Sources]. Federal'nye normy i pravila v oblasti ispol'zovaniya atomnoy energii [Federal Norms and Requirements in the Field of Nuclear Energy Use]. Available at: http://files.stroyinf.ru/Data2/1/4293806/4293806203.files/0.gif. Date of access: 28.09.2014. (in Russian)
11. Ob obrashchenii s radioaktivnymi otkhodami i o vnesenii izmeneniy v otdel'nye zakonodatel'nye akty Rossiyskoy Federatsii (s izmeneniyami i dopolneniyami). Federal'nyy Zakon Rossiyskoy Federatsii ot 11 iyulya 2011 g. № 190-FZ [On Dealing with Radiation Waste and on Changes in Separate Legislative Acts of the Russian Federation (with Amendments and Additions). Law of the Russian Federation from July 11, 2011 № 190-FZ]. Available at: http://base.garant.ru/12187848. Date of access: 28.09.2014. (in Russian)
12. PETtrace — Unshielded Machine: Summary of Source Terms, Radiation Fields and Radwaste Production. Electronic Signature Information. GE Healthcare, 11/23/2005. Doc0100224, Rev:1, 1st ed., 21 p.
13. Lavdanskiy P.A., Nazarov V.M., Stefanov N.I., Frontas'eva M.V. Navedennaya ak-tivnost' betona, primenyaemogo dlya zashchity yadernykh ustanovok [Induced Activity of Concrete Used for Shielding of Nuclear Facilities]. Atomnaya energiya [Nuclear Energy]. 1988, vol. 64, no. 6, pp. 419—422. (in Russian)
14. Engovatov I.A., Mashkovich V.P., Orlov Yu.V. Pologikh B.G., Khlopkin N.S., Tsypin S.G. Radiatsionnaya bezopasnost' pri vyvode iz ekspluatatsii reaktornykh ustanovok grazh-danskogo i voennogo naznacheniya [Radiation Safety in the Process of Decommissioning of Reactor Facilities of Civil and Military Designation]. Moscow, Paims Publ., 1999, 300 p. (in Russian)
15. Bylkin B.K., Engovatov I.A. Vyvod iz ekspluatatsii reaktornykh ustanovok [Decommissioning of Reactor Facilities]. Moscow, MGSU Publ., 2014, 228 p. (in Russian)
About the authors: Aliev Taib Yunusovich — design engineer, design and construction company GC RANSTROY, 21-1 Akademika Pontryagina str., Moscow, 117041, Russian Federation; ionaur235@gmail.com;
Engovatov Igor' Anatol'evich — Doctor of Technical Sciences, Professor, Department of Construction of Thermal and Nuclear Power Plants, Moscow State University of Civil Engineering (MGSU), 26 Yaroslavskoe shosse, Moscow, 129337, Russian Federation; +7 (499) 183-26-74; eng46@mail.ru;
Lavdanskiy Pavel Aleksandrovich — Doctor of Technical Sciences, Professor, Department of Construction of Thermal and Nuclear Power Plants, Moscow State University of Civil Engineering (MGSU), 26 Yaroslavskoe shosse, Moscow, 129337, Russian Federation; pavlavdan@gmail.com;
Solov'ev Vitaliy Nikolaevich — Doctor of Technical Sciences, Professor, Department of Construction of Thermal and Nuclear Power Plants, Moscow State University of Civil Engineering (MGSU), 26 Yaroslavskoe shosse, Moscow, 129337, Russian Federation; solvn@mail.ru.
For citation: Aliev T.Yu., Engovatov I.A., Lavdanskiy P.A., Solov'ev V.N. Navedennaya aktivnost' betonnoy radiatsionnoy zashchity kan'onov tsiklotronov na stadii vyvoda iz ekspluatatsii [Induced Activity of a Concrete Radiation Shielding of Cyclotron Canyons on the Stage of Decommissioning]. Vestnik MGSU [Proceedings of Moscow State University of Civil Engineering]. 2014, no. 10, pp. 106—113. (in Russian)
