Пошук академічних текстів

Інформація × Реєстраційний номер 0219U003517, 0117U004863 , Науково-дослідна робота Назва роботи Радіаційна безпека під час перевезення відпрацьованого ядерного палива з підвищеним вигоранням для зберігання сухим методом Назва етапу роботи Керівник роботи Гірка Ігор Олександрович, Дата реєстрації 17-01-2019 Організація виконавець Харківський національний університет імені В.Н. Каразіна Опис етапу Метою роботи є розробка методик визначення дозових навантажень, що створюються нейтронами і гама-квантами навколо транспортних контейнерів при перевезенні ВЯП з підвищеним вигоранням, а також методик обліку теплових навантажень і оцінки дозових навантажень на персонал і населення при ліквідації можливих наслідків аварій. Об'єктом дослідження і розробки є поля випромінювання, які утворюються нейтронами і гама-квантами, що виникають від ВЯП ззовні контейнерів при транспортуванні та зберіганні. Методом дослідження і розробки є процеси та механізми емісії та розповсюдження гама- та нейтронного випромінювань із урахуванням зміни їхніх спектральних складів із часом. У пакеті MCNP розроблені моделі для розрахунку випромінювань від ВЯП реакторів ВВЕР-1000 при перевезенні в модулі, аналогічному "HI-STAR 190UA" і транспортному контейнері ТК-13, в якому ВЯП українських АЕС перевозиться в Російську Федерацію. Проведено розрахунки ізотопного складу ВЯП з різним рівнем вигорання і часом витримки в пакеті FISPACT та визначено внески окремих радіонуклідів у тепловиділення. Для оцінки теплового стану ВЯП, при перевезенні в транспортному контейнері, створено математичну модель теплофізичного процесу. Виконано порівняльний аналіз захисних властивостей сталі (ТК-13) і свинцю (HI-STAR 190UA) для -квантів ВЯП. Визначено оптимальні параметри захисту, Pb для -квантів і Holite-A для нейтронів, що забезпечують безпечне перевезення 31 ВТВЗ. Проведені дослідження показали, що при товщині біозахисту 30 см стали (або еквівалента свинцю) фотони з початковими енергіями меншими 0.7 МеВ не дають вкладу в зовнішнє випромінювання. Тобто ізотоп 137Сs, який має максимальну активність в ВЯП не вносить вкладу в поверхневу потужність дози. Показано, що максимальний внесок у випромінювання -квантів для захистів з Fe і Pb забезпечує ізотоп 154Eu, а другим за внеском для Fe є 134Cs, а для Pb - 144Pr. Показано, що потужність дози -квантів на поверхні контейнера створюють 18 ВТВЗ вздовж периметру кошика зберігання. Запропоновано оптимальну схему розміщення ВТВЗ з різним часом зберігання. Виконано аналіз радіаційних аварій, розроблено методику розрахунку випромінювань на великих відстанях з урахуванням затінення через рельєф місцевості. З використанням пакетів HotSpot і COSYMA розглянуті наслідки проектної та максимальної проектної аварій при транспортуванні ВЯП. Опис продукції У пакеті MCNP розроблені моделі для розрахунку випромінювань від ВЯП реакторів ВВЕР-1000 при перевезенні в модулі, аналогічного "HI-STAR 190UA" і транспортному контейнері ТК-13, в якому ВЯП українських АЕС перевозиться в Російську Федерацію. Проведено розрахунки ізотопного складу ВЯП з різним рівнем вигорання і часом витримки в пакеті FISPACT та визначено вклади окремих радіонуклідів в тепловиділення. Автори роботи C. Альохіна Є. Рудичев І. Гірка В. Вітько В. Пишкін В. Рудичев Г. Ветрова Г. Махненко Додано в НРАТ 2020-04-02 Закрити