Пошук академічних текстів

Інформація × Реєстраційний номер 0213U001309, 0111U001464 , Науково-дослідна робота Назва роботи Нейтронне і гамма-випромінювання при сухому зберіганні відпрацьованого ядерного палива Назва етапу роботи Керівник роботи Рудичев Володимир Григорович, Дата реєстрації 28-01-2013 Організація виконавець Харківський національний університет імені В.Н. Каразіна Опис етапу Метою роботи є розробка методик розрахунку характеристик нейтронного випромінювання навколо ВКЗ і сумарних дозових полів, включно с гама-квантами, на майданчику зберігання ССВЯП. Для підвищення економічної ефективності використання ядерного палива на ЗАЕС ведеться підготовка до експлуатації ядерного палива з підвищеним енергонапрацюванням. При цьому поля випромінювань нейтронів окремих контейнерів, завантажених ВЯП з підвищеним енергонапрацюванням, а також зменшення дії гамма-випромінювання за рахунок затінення іншими контейнерами детально не досліджені. Об'єкт дослідження - це поля випромінювань (гамма-квантів та нейтронів), які виникають в системі сухого зберігання відпрацьованого ядерного палива при завантаженні палива з підвищеним енергонапрацюванням і послідовному заповненні майданчика ССВЯП. Методом дослідження є комп'ютерне моделювання розповсюдження випромінювань завантаженого контейнера, розрахунки і аналіз впливу вихідних характеристик відпрацьованого палива на радіаційну безпеку його подальшого зберігання. Внаслідок виконання завдань заключного етапу проекту виконана розробка методики визначення виходів нейтронів за рахунок спонтанного поділу актиноїдів та ( ,n) реакцій. Виконано модифікацію моделі поверхнево-випромінюючого циліндру та розроблені моделі розсіяння у вигляді комплексу мішеней поглинаючих і відбиваючих циліндрів з бетону. Розроблена методика розрахунку доз від нейтронів і гамма-квантів проміж рядів контейнерів з ВЯП та виконані розрахунки сумарних дозових полів навколо контейнера та проміж рядами ВКЗ. Виконано порівняння потужностей доз, розрахованих за різними методиками як зовні, так і всередині радіаційно-захисної стіни. Встановлено деяке завищення (~1,5 рази) розрахованих даних над даними вимірювань, що підтверджує консервативність обраного підходу і обґрунтованість висновків відносно не перевищення припустимих дозових навантажень на персонал і навколишнє середовище при експлуатації ССВЯП. Опис продукції Виконана розробка методики визначення виходів нейтронів за рахунок спонтанного поділу актиноїдів та ( ,n) реакцій. Виконано модифікацію моделі поверхнево-випромінюючого циліндру та розроблені моделі розсіяння у вигляді комплексу мішеней поглинаючих і відбиваючих циліндрів з бетону. Розроблена методика розрахунку доз від нейтронів і гамма-квантів проміж рядів контейнерів з ВЯП та виконані розрахунки сумарних дозових полів навколо контейнера та проміж рядами ВКЗ. Автори роботи Диденко Е. Махненко Г. Письменецький С. Пишкін В. Рудичев В. Додано в НРАТ 2020-04-02 Закрити