Пошук академічних текстів

Інформація × Реєстраційний номер 0224U001320, 0123U101904 , Науково-дослідна робота Назва роботи Радіаційна безпека при перевезенні відпрацьованого ядерного палива та поводженні з радіоактивними відходами на АЕС України Назва етапу роботи Керівник роботи Гірка Ігор Олександрович, Доктор фізико-математичних наук Дата реєстрації 21-01-2024 Організація виконавець Харківський національний університет імені В. Н. Каразіна Опис етапу  За допомогою пакетiв MCNP, Geant4 і PHITS досліджено поля теплових та іонізуючих випромінювань відпрацьованого ядерного палива (ВЯП) при проходженні захистів та допоміжних конструкцій з різною геометрією та елементним складом транспортного контейнера HI-STAR 190 UA (Корпорація НOLTEC INTERNATIONAL). Новий результат - ефективний радіаційний захист зі сплаву Pb+Al з добавкою бору для ослаблення випромінювань гамма-квантів і нейтронів. Встановлено, що комбінований захист Pb-Fe для ТК HI-STAR 190 UA є ефективним бар'єром від гамма опромінювання при розміщенні у БЦК 31 ВТВЗ ВЯП з початковим збагаченням палива 4.4%, вигорянням 55 МВт×добу/т.U після трирічної кампанії в реакторі ВВЕР-1000 та витримкою у приреакторних басейнах витримки 7 років або більше. Чисельно показано, що iснують області у ТК, де рівень дозового навантаження перевищує граничний рівень, який було встановлено згідно розрахункам компанії ХОЛТЕК, а зменшення числа ВТВЗ саме по собі не є доцільним. Для забезпечення мінімізації дозового навантаження необхідно найбільш активні ВТВЗ-А оточити менш активними ВТВЗ. Встановлено, що найбільш оптимальним варіантом при перевезені 31 ВТВЗ є ТК з додатковим захистом від нейтронів у нижній частині та з БЦК зі змішаним розташуванням 24 ВТВЗ и 7 ВТВЗ-А. Встановлено, що забезпечення необхідного рівня радіаційної безпеки є можливим лише при встановлені в нижній частині ТК додаткового шару матеріалу нейтронного захисту типа Holtite-В. Транспортування 31 паливної збірки в ТК із загальним тепловиділенням 37,2 кВт не порушуватиме норм теплової безпеки (досліджено за допомогою програмного пакета SolidWorks Flow Simulation). Результати роботи можуть бути використані при транспортуванні та зберіганні відпрацьованого ядерного палива АЕС, під час підготовки фахівців, у наукових дослідженнях. Опис продукції Автори роботи Азаренков Микола Олексійович Альохiна Свiтлана Вiкторiвна Бережний Юрій Анатолійович Гах Андрій Геннадійович Ковтун Володимир Євгенійович Мазілін Богдан Олександрович Прохорець Світлана Іванівна Рудичев Єгор Володимирович Додано в НРАТ 2024-01-21 Закрити