Авторы
Белов А.А., Березнев В.П., Блохина Г.С., Колташев Д.А., Шурыгин Р.Е.
Организация
Институт проблем безопасного развития атомной энергетики Российской академии наук, Москва, Россия
Белов А.А. – старший научный сотрудник.
Березнев В.П. – научный сотрудник, кандидат технических наук.
Блохина Г.С. – инженер.
Колташев Д.А. – и.о. заведующего лабораторией физики реактора, кандидат технических наук.
Шурыгин Р.Е. – инженер. Контакты: 115191, Москва, Большая Тульская ул., д. 52. Тел.: (495) 955-23-96; e-mail:
Аннотация
В работе представлены некоторые результаты расчетов по коду MCU-FR в обоснование радиационной безопасности хранилища отработанного ядерного топлива (ХОЯТ) реакторной установки со свинцовым теплоносителем. Рассмотрены три варианта компоновки ХОЯТ и два варианта размещения транспортно-упаковочных контейнеров (ТУК) с различными отработавшими тепловыделяющими сборками (ОТВС). В качестве источника радиоактивного излучения в расчетах рассматривалось облученное топливо и активированная сталь ТВС. По результатам моделирования оценена мощность амбиентного эквивалента дозы (МАЭД) внутри и за пределами ХОЯТ (до 300 метров), получено двумерное распределение МАЭД на уровне плоскости на высоте 225 см от основания ТУК (середина топливной части твэл) во всей расчетной модели. Проанализированы результаты методических расчетов с реальной и упрощенной моделью ТУК, которые показали консервативность оценки МАЭД в модели с упрощенной геометрией. Определено расстояние от центра ХОЯТ, на котором МАЭД не превышает 1,2 мкЗв/ч. Показано, что максимальное значение МАЭД достигается в варианте ХОЯТ в виде открытой площадки, ТУК с потерей нейтронной защиты. Основной вклад в МАЭД вносит нейтронное излучение.
Ключевые слова
радиационная безопасность, хранилище отработанного ядерного топлива, транспортно-упаковочный контейнер, ОТВС, мощность амбиентного эквивалента дозы, MCU-FR, источники излучения, визуализация
УДК 621.039.51...17
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2024, № 2, c. 114–124