DOI: 10.55176/2414-1038-2020-2-85-95
Авторы
Белов А.А.1, Бикеев А.С.2, Дайченкова Ю.С.2, Шкаровский Д.А.2
Организация
1Институт проблем безопасного развития атомной энергетики Российской академии наук, Москва, Россия
2Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт», Москва, Россия
Бикеев А.С.2 – начальник лаборатории программного обеспечения.
Дайченкова Ю.С.2 – инженер. Контакты: 123182, Москва, пл. Академика Курчатова, 1. Тел.: +7 (499) 196-91-49; e-mail:
Шкаровский Д.А.2 – начальник отдела реперных расчётов ядерных реакторов, кандидат физико-математических наук.
Аннотация
В настоящий момент реакторы БН-600 и БН-800 используются для тестовых испытаний экспериментальных ТВС, содержащих МОКС- и СНУП-топливо. Для транспортирования отработавших тепловыделяющих сборок БН-600 со СНУП-топливом планируется использовать штатный транспортный контейнер, вмещающий 35 ТВС.
Целью работы является создание расчётной модели 35-местного транспортного контейнера и проведение тестовых расчётов с использованием реализующей метод Монте-Карло
программы MCU-FR для оценки радиационной безопасности при перевозке отработавшего СНУП-топлива БН-600.
В разработанную модель транспортного контейнера интегрирована разработанная модель экспериментальной ТВС. Получившаяся модель использовалась для проведения расчётов
мощности эквивалентной дозы от источников ионизирующего излучения в топливе. Рассматривалось азимутально-радиальное распределение мощности эквивалентной дозы в центральной плоскости размещения отработавших ТВС. Показано, что в нормальных условиях транспортирования максимальные суммарные расчётные уровни излучений на поверхности контейнера определяются первичным фотонным излучением и не превышают установленного ограничения 10 мЗв/ч на условиях исключительного пользования. Разработанная модель транспортного контейнера и полученные с использованием программы MCU-FR результаты расчётов будут использованы для подготовки верификационной базы расчётного кода ODETTA.
Ключевые слова
MCU-FR, метод Монте-Карло, компьютерное моделирование, смешанное нитридное уран-плутониевое топливо, отработавшее ядерное топливо, радиационная безопасность, транспортный контейнер
УДК: 621.039.51
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2020, выпуск 2, 2:9