Пошук академічних текстів

Інформація × Реєстраційний номер 0218U001472, 0116U000828 , Науково-дослідна робота Назва роботи Зміна характеристик зовнішнього випромінювання при сухому зберіганні відпрацьованого ядерного палива АЕС України Назва етапу роботи Керівник роботи Гірка Ігор Олександрович, Дата реєстрації 19-04-2018 Організація виконавець Харківський національний університет імені В.Н. Каразіна Опис етапу Метою роботи є розробка методик визначення внеску окремих нуклідів, що містяться у відпрацьованому ядерному паливі (ВЯП), на потужність дози зовнішнього випромінювання контейнерів при тривалому зберіганні, а також методики контролю руйнування оболонок тепловиділяючих збірок (ТВЕЛів) за зміною характеристик випромінювання і температури повітря. Об'єкт дослідження і розробки є дозові поля, які утворюються нейтронами і гама-квантами, що випромінюються ВЯП при зберіганні у вентильованих контейнерах зберігання (ВКЗ) на відкритих майданчиках. Методом дослідження і розробки є процеси та механізми емісії та розпов-сюдження гама- та нейтронного випромінювань із урахуванням зміни їхніх спект-ральних складів із часом і при транспортуванні в неоднорідних захисних спорудах. Для контейнерів ВКЗ сухого сховища ВЯП (ССВЯП) Запорізької атомної електростанції (АЕС) модифіковані методики, що використовують методи Монте-Карло, розраховані функції виходу та кутові розподіли ?-квантів, утворених первинними фотонами на інтервалі енергій спектра ВЯП, у радіальному та аксіальному напрямках. Використання розрахункових даних про функції виходу та кутові розподіли ?-квантів дає можливість визначати дозові навантаження на різних відстанях і в різний час зберігання палива для можливих варіантів завантаження контейнерів (для різного вигоряння та часу витримки ВЯП). Показано, що потужність дози (ПД) ззовні контейнера при термінах зберігання ВЯП до 10 років визначається випромінюванням від 106Ru, 144Ce, 134Cs і 154Eu. При великих термінах зберігання, ПД? визначається випромінюванням від 154Eu, 90Sr і 137Cs: до термінів зберігання ВЯП приблизно 35 років основний внесок у ПД? дає 154Eu, а надалі - 137Cs. Досліджено внесок радіонуклідів до тепловиділення при сухому зберіганні ВЯП ВВЕР-1000. Показано, що в діапазоні зберігання до 50 років основний внесок до тепловиділення вносять ?- і ?- випромінювачі (продукти поділу). Внесок ?-випромінювання визначають 90Sr (90Y), а також 137Cs (137mBa). Тепловиділення за рахунок ?-випромінювання при малих термінах витримки (до ~20 років) визначають три радіонукліди: 137mBa, 134Cs і 154Eu, а при великих термінах - 137mBa. При терміні зберігання понад 50 років основний внесок вносять ?-випромінювачі (актиноїди) 238Pu, 239Pu, 241Am. Розроблено методику визначення теплового стану відпрацьованого ядерного палива в контейнерах зберігання. Показано, що при руйнуванні оболонок ТВЕЛів і розсипу суміші ВЯП і матеріалів ВТВЗ температура кошика зберігання зростає, а тепловідвід від кошика більш інтенсивний. Внаслідок цього температура у вихідних вентиляційних отворах контейнера (де встановлені температурні датчики) майже не змінюється. Такий характер перебігу теплових процесів при виникненні аварії з обрушенням ТВЕЛів унеможливлює її ідентифікацію шляхом заміру температур повітря, що виходить з контейнера. Розглянути варіанти руйнування оболонок ТВЕЛів. Методами Монте-Карло показано, що при висипанні суміші ВЯП і матеріалів ВТВЗ вниз кошика зберігання відбувається стрибкоподібна зміна потужності дози на погодній кришці та у вхідному вентиляційному каналі контейнера. Визначено вклади нейтронного і гамма випромінювань в ПД. Так як внаслідок руйнування оболонок ТВЕЛів температура у вихідних вентиляційних отворах контейнера (де встановлені температурні датчики) майже не змінюється то вимірювання потужності доз на погодній кришці та в області вхідних вентиляційних каналів ВКЗ є єдиним на поточний момент способом визначення руйнування оболонок ТВЕЛів при сухому зберіганні ВЯП. Відсутність стрибкоподібної зміни ПД в залежності від часу зберігання дозволить підтвердити безпеку зберігання ВЯП сухим методом на Запорізькій АЕС. Опис продукції Для вентильованих контейнерах зберігання (ВКЗ) сухого сховища відпрацьованого ядерного палива (ССВЯП) Запорізької АЕС модифіковані методики, що використовують методи Монте-Карло, та розраховані виходи зовнішнього випромінювання, а також кутові розподіли ?-квантів у радіальному та аксіальному напрямках. Створена методика розрахунків тепловиділення в контейнерах зберігання, яка визначає температуру в вихідних отворах контейнера. Автори роботи C. Альохіна І. Гірка В. Пишкін В. Рудичев Г. Ветрова Г. Махненко Е. Рудичев Додано в НРАТ 2020-04-02 Закрити