ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ
ВАНТ. Серия: Ядерно-реакторные константы


Расширенное продолжение серии: Ядерные константы c 1971 года
ISSN 2414-1038 (online)

Авторы

Маковский С.В., Курындин А.В., Киркин А.М., Синегрибов С.В.

Организация

Федеральное Бюджетное Учреждение «Научно-технический центр по ядерной и радиационной безопасности», Москва, Россия

Маковский С.В. – младший научный сотрудник, Федеральное Бюджетное Учреждение «Научно-технический центр по ядерной и радиационной безопасности». Контакты: 107140, Москва, ул. Малая Красносельская, 2/8, корп. 5. Тел.: (910)485-08-13; email: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в вашем браузере должен быть включен Javascript..
Курындин А.В. – начальник отдела, кандидат технических наук, Федеральное Бюджетное Учреждение «Научно-технический центр по ядерной и радиационной безопасности».
Киркин А.М. – начальник лаборатории, Федеральное Бюджетное Учреждение «Научно-технический центр по ядерной и радиационной безопасности».
Синегрибов С.В. – научный сотрудник, Федеральное Бюджетное Учреждение «Научно-технический центр по ядерной и радиационной безопасности».

Аннотация

В настоящее время в Российской Федерации исследуется возможность использования РЕМИКС топлива, основанного на смеси урана и плутония, образующихся при переработке отработавшего ядерного топлива. Применение данного топлива позволяет в частности снизить потребление природного урана в реакторах на тепловых нейтронах, а также сократить накопление энергетического плутония. Однако, несмотря на многие преимущества такого подхода, необходимо особое внимание уделять безопасности обращения с отработавшим РЕМИКС топливом. В частности, в соответствии с требованиями НП-061-05 необходимо обеспечить выдержку отработавшего ядерного топлива в течение времени, достаточного для снижения остаточного тепловыделения и радиоактивности до уровней, позволяющих осуществлять вывоз топлива с площадки АЭС.
В работе представлены результаты расчетного исследования радиационных и теплофизических характеристик отработавшего РЕМИКС-топлива, проведенного с использованием программного средства SCALE 6. Проведена оценка необходимого времени выдержки отработавшего ядерного топлива, а также оценена мощность дозы ионизирующего излучения на поверхности транспортного упаковочного комплекта ТУК-13, загруженного отработавшими ТВС. Представлено сравнение полученных в работе характеристик отработавшего РЕМИКС-топлива с аналогичными характеристиками отработавшего уранового топлива.

Ключевые слова
РЕМИКС-топливо, отработавшее ядерное топливо, остаточное тепловыделение, мощность дозы

Полная версия статьи (PDF)

Список литературы

УДК 621.039.54

Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2017, вып. 4, 4:14