Знайдено документів: 1
Інформація × Реєстраційний номер 0226U002855, (0123U101904) , Науково-дослідна робота Назва роботи Радіаційна безпека при перевезенні відпрацьованого ядерного палива та поводженні з радіоактивними відходами на АЕС України Назва етапу роботи Інженерна модель ТК з (Pb+Al) та варіанти легких ангарних сховищ на території АЕС Керівник роботи Гірка Ігор Олександрович, Доктор фізико-математичних наук Дата реєстрації 09-03-2026 Організація виконавець Харківський національний університет імені В. Н. Каразіна Опис роботи Метою цієї роботи є розробка ефективних радіаційних захистів ТК та варіантів модифікації ТК «HI-STAR 190 UA», методології розміщення ВТВЗ для забезпечення радіаційної безпеки та теплових навантажень при перевезенні ВЯП, а також обгрунтування радіаційної безпеки тимчасового зберігання кондиціонованих РАВ у легких ангарних сховищах на території АЕС. а) Розробка додаткових радіаційних захистів і теплопровідних елементів у моделі ТК «HI-STAR 190 UA» при мінімізації їх ваги та дотриманні габаритних характеристик. б) Дослідження ефективності радіаційних захистів зі сплаву Pb+Al з добавкою бору для ослаблення випромінювань гамма-квантів і нейтронів ВЯП у пакетах MCNP і PHITS. в) Проведення розрахунків гамма та нейтронного випромінювання ВЯП поза ТК «HI-STAR 190 UA» з додатковими радіаційними захистами в пакетах MCNP і PHITS. г) Розрахунки тепловиділення у моделі ТК «HI-STAR 190 UA» з теплопровідними елементами та визначення допустимого часу знаходження ВЯП у ТК. д) Розробка інженерної моделі ТК на основі сплаву Pb+Al з добавкою бору та визначення допустимого вигоряння та часу витримки ВЯП (31 ВТВЗ) для забезпечення радіаційної безпеки та теплових режимів при перевезенні. е) Аналіз характеристик РАВ після переробки: спалювання, пресування та упарювання на Рівненській, Хмельницькій та Южно-Українській АЕС. ж) Обґрунтування радіаційної безпеки зберігання кондиціонованих РАВ для варіантів легких ангарних сховищ на території РАЕС, ХАЕС, ПУАЕС. Опис етапу Зберігання відпрацьованого ядерного палива (ВЯП) АЕС України у центральному сховищі ВЯП сухим методом передбачає його перевезення у розробленому компанією Holtec транспортному контейнері (ТК) «HI-STAR 190 UA». Існуюча конструкція цього ТК не забезпечує необхідного тепловідведення, а нейтронна компонента дозових навантажень перевищує допустимі норми. Показано, що доза нейтронного опромінення біля середини бічної поверхні ТК не є максимальною, а отже існують області, де рівень дозового навантаження перевищує граничний рівень, який передбачено компанією Holtec. Забезпечення необхідного рівня радіаційної безпеки є можливим лише при встановлені в нижній частині ТК додаткового шару матеріалу нейтронного захисту типа Holtite-В. Для забезпечення мінімізації дозового навантаження запропоновано найбільш активні відпрацьовані тепловидільні збірки (ВТВЗ) оточити в ТК менш активними ВТВЗ. Показано, що якщо немає порушень критеріїв теплової безпеки в стаціонарних умовах, то відповідні критерії будуть дотримані й під час перевезення палива. Запропоновано замінити свинець як матеріал ТК композитом, що складається з 95% свинцю та 5% бору, та додати у цей композит алюміній у вигляді спіральної рулетоподібної структури у якості провідника тепла. Це забезпечує збереження зовнішніх геометричних параметрів і унеможливлює каналювання радіаційного випромінювання крізь алюміній. Застосування нового типу захисту дасть можливість зменшити загальну вагу ТК на 4,6 т та наблизити рівень дозового навантаження до гранично допустимого або навіть зменшити його більше, ніж у двічі. Показано, що при установці в рядах уздовж периметра сховища легкого типу (СЛТ) контейнерів з пресованими твердими радіоактивними відходами (ТРВ) можна не споруджувати радіаційно - захисну стіну. Доведено, що за дисциплінуючою огорожею дотримуються умови норм радіаційної безпеки для працівників категорії Б. Сформульовано критерії відбору контейнерів, що містять пресовані ТРВ, для розміщення на периметрі СЛТ. Опис продукції Автори роботи Ковтун Володимир Євгенійович Зуйок Валерій Анатолійович Азарєнков Микола Олексійович Лазурик Валентин Тимофійович Бережной Юрій Анатолійович Прохорець Світлана Іванівна Середа Костянтин Миколайович Дудіна Наталія Григорівна Оксенюк Іван Іванович Гах Андрій Геннадійович Махненко Галина Вікторівна Лазурик Валентина Михайлівна Попенко Наталія Володимирівна Альохіна Світлана Вікторівна Рудичев Єгор Володимирович Калашник Анна Вячеславівна Додано в НРАТ 2026-03-09 Закрити
НДДКР ОК
Керівник: Гірка Ігор Олександрович. Радіаційна безпека при перевезенні відпрацьованого ядерного палива та поводженні з радіоактивними відходами на АЕС України. (Етап: Інженерна модель ТК з (Pb+Al) та варіанти легких ангарних сховищ на території АЕС). Харківський національний університет імені В. Н. Каразіна. № 0226U002855
Знайдено документів: 1
Підписка
Повний текст наразі ще відсутній.
Повідомити вам про надходження повного тексту?
Повідомити вам про надходження повного тексту?
Оновлено: 2026-03-09
