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


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

Авторы

Фрааз Е.С., Акимов А.В., Малков А.П.

Организация

АО «Государственный научный центр – Научно-исследовательский институт атомных реакторов», Димитровград, Россия

Фрааз Е.С. – ведущий инженер-исследователь. АО «Государственный научный центр – Научно-исследовательский институт атомных реакторов». Контакты: 433510, Ульяновская область, Димитровград, Западное шоссе, 9. Тел.: (84235) 7-39-73; e-mail: Этот адрес электронной почты защищен от спам-ботов. У вас должен быть включен JavaScript для просмотра..
Акимов А.В. – инженер-исследователь, АО «Государственный научный центр – Научно-исследовательский институт атомных реакторов»
Малков А.П. – начальник службы ядерной безопасности, доктор технических наук, АО «Государственный научный центр – Научно-исследовательский институт атомных реакторов».

Аннотация

В данной работе представлены основные результаты нейтронно-физических расчетов пара-метров, важных для ядерной безопасности, при хранении и транспортировании облученных рабочих и петлевых тепловыделяющих сборок и облучательных устройств реактора МИР, а также при проведении работ в радиационно-защитных исследовательских камерах по сборке и разборке облучательных устройств. Анализ выполнен в полном соответствии с требованиями государственных нормативных документов по ядерной безопасности исследовательских ядерных установок. Для анализа были использованы результаты расчетов эффективного коэффициента размножения нейтронов, полученные с использованием программы MCU-RFFI/A. При анализе были рассмотрены различные аварийные ситуации, связанные с ошибками персонала, падением изделий при их транспортировании, высыпанием содержимого чехлов, нарушением порядка размещения изделий, изменением плотности замедлителя (в частности воды). Также была рассмотрена полная выгрузка активной зоны реактора на случай аварии. В результате анализа проведенных нейтронно-физических расчетов была доказана безопасность при хранении отработавшего ядерного топлива, на всех этапах его транспортирования, а также при проведении работ в радиационно-защитных исследовательских камерах при соблюдении установленных ограничений. Ограничения установлены на количество изделий и геометрию их размещения в бассейне выдержки, транспортном коридоре, в радиационно-защитных камерах.

Ключевые слова
ядерная безопасность, реактор МИР, бассейн выдержки, отработавшее ядерное топливо, исследовательские радиационно-защитные камеры, эффективный коэффициент размножения нейтронов, программа MCU-RFFI/A, расчетные модели, нейтронно-физические расчеты, транспортно-технологические операции

Полная версия статьи (PDF)

Список литературы

УДК 621.039.58

Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2019, выпуск 4, 4:2