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


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

Авторы

Бикеев А.С., Дайченкова Ю.С., Калугин М.А., Олейник Д.С., Шкаровский Д.А.

Организация

Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт», Москва, Россия

Бикеев А.С. – начальник лаборатории программного обеспечения, Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт».
Дайченкова Ю.С. — инженер, Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт». Контакты: 123182, Москва, пл. Академика Курчатова, д. 1. Тел.: (499) 196-91-49; e-mail: Этот адрес электронной почты защищен от спам-ботов. У вас должен быть включен JavaScript для просмотра..
Калугин М.А. — научный руководитель Курчатовского комплекса атомной энергетики, доктор технических наук, Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт».
Олейник Д.С. — начальник лаборатории проверки качества, Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт».
Шкаровский Д.А. – начальник отдела реперных расчётов ядерных реакторов, кандидат физико-математических наук, Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт».

Аннотация

В последние годы выработались новые подходы к обеспечению радиационной безопасности при вывозе отработавшего ядерного топлива с атомных электростанций с реакторными установками типа ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200, так как увеличились высота топливного столба и начальное обогащение топлива; изменились режимы эксплуатации реакторов и возросло среднее выгорание топлива в ТВС; появились новые требования о двух барьерах безопасности и запрете использования жидкой нейтронной защиты. Транспортный контейнер нового поколения предназначен для транспортирования 18 отработавших тепловыделяющих сборок реакторов типа ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200 к местам переработки или к местам долговременного хранения.
Цель работы – разработка и апробация полномасштабной математической модели транспортного контейнера нового поколения для анализа радиационной безопасности методом Монте-Карло, а также проведение численных исследований по выбору оптимальных параметров неаналогового моделирования. С использованием метода простых итераций определены оптимальные ценности поверхностей расщепления для метода неаналогового моделирования «весовое окно».
Разработанная трёхмерная высокодетализированная модель позволяет учесть вклад в мощность эквивалентной дозы источников ионизирующего излучения в концевых элементах ТВС, снизить количество консервативных приближений, и, таким образом, увеличить точность анализа радиационной безопасности. Увеличение точности расчёта мощности эквивалентной дозы на поверхности транспортного контейнера позволит проводить транспортировку отработавших ТВС с большей глубиной выгорания.

Ключевые слова
MCU-PD, метод Монте-Карло, компьютерное моделирование, отработавшее ядерное топли-во, радиационная безопасность, транспортный контейнер

Полная версия статьи (PDF)

Список литературы

УДК 621.039.51

Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2019, выпуск 4, 4:8