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


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

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

Белов А.А.1 – научный сотрудник, Институт проблем безопасного развития атомной энергетики Российской академии наук.
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: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в вашем браузере должен быть включен Javascript..
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

Полная версия статьи (PDF)

Список литературы

УДК: 621.039.51

Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2020, выпуск 2, 2:9