Национальный ядерный центр рк (ргп няц рк) Дочернее государственное предприятие институт геофизических исследований (ДГП ИГИ ргп няц рк) (стр. 1 из 4)

МИНИСТЕРСТВО ИНДУСТРИИ И НОВЫХ ТЕХНОЛОГИЙ РК
Республиканское государственное предприятие

НАЦИОНАЛЬНЫЙ ЯДЕРНЫЙ ЦЕНТР РК (РГП НЯЦ РК)

Дочернее государственное предприятие

ИНСТИТУТ ГЕОФИЗИЧЕСКИХ ИССЛЕДОВАНИЙ

(ДГП ИГИ РГП НЯЦ РК)

УДК

Мукенева С.А., Тур Е.С.

АНАЛИЗ РАДИАЦИОННОЙ И ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ОБРАЩЕНИЯ С УНИВЕРСАЛЬНЫМ УПАКОВОЧНЫМ КОМПЛЕКТОМ, ПРЕДНАЗНАЧЕННЫМ ДЛЯ ТРАНСПОРТИРОВКИ БЕЗ ПРЕДВАРИТЕЛЬНОЙ ВЫДЕРЖКИ ОЯТ РЕАКТОРОВ

Работа, представленная на конференцию - конкурс НИОКР

молодых ученых и специалистов

Национального ядерного центра Республики Казахстан

(прикладная)

Курчатов 2011

Докладчик

Мукенева Сауле Адильхановна

инженер ОТЭО РГП НЯЦ РК

1980 г.р.,

образование высшее (окончила Восточно-Казахстанский государственный университет, ИФО, 2002 г.),

специальность – теоретическая физика,

квалификация по диплому – инженер-физик,

работает с 2002г. в ОТЭО РГП НЯЦ РК,

общий стаж работы – 8 лет.

Мукенева Сауле Адильхановна

Работа, представленная на конференцию - конкурс НИОКР молодых ученых и специалистов Национального ядерного центра Республики Казахстан

Дочернее государственное предприятие «Институт геофизических исследований» Республиканского государственного предприятия «Национальный ядерный центр Республики Казахстан» (ДГП ИГИ РГП НЯЦ РК).

050020, г. Алматы, Чайкина 4, тел. (727)263-13-30, (727)263-48-82,

факс.(727) 263-48-82, E_mail: kcd1234@mail.kz

РЕФЕРАТ

Работа 6 страниц, 4 рисунка, 4 таблиц, 12 источника.

Объект исследования:

Универсальный упаковочный комплект, предназначенный для транспортировки без предварительной выдержки ОЯТ

Актуальность:

Обращение с отработавшим ядерным топливом является важнейшей задачей при планировании строительства атомной станции, так как влияет на капитальную составляющую строительства атомных станций, на уровень их эксплуатационных затрат, и что наиболее важно на вопросы ядерной и радиационной безопасности персонала, населения и окружающей среды.

Цель работы:

Обоснование ядерной и радиационной безопасности использования универсального упаковочного комплекта, предназначенного для транспортировки без предварительной выдержки ОЯТ

Задачи исследований:

1. Проведение анализа радиационной защищенности ТУК различной вместимости ОЯТ без предварительной выдержки, при нормальных условиях.

2. Проведение анализа ядерной безопасности ТУК различной вместимости ОЯТ без предварительной выдержки, при нормальных условиях.

Методика исследований:

Использование расчетного кода MCNP

Результат работ:

Определение вместимости ТУК, при использовании различных защитных слоев в условиях газовой и жидкостной среды.

Научная новизна:

На настоящее время в мире не существует транспортных упаковочных комплектов для перевозки “горячего” ОЯТ. В Казахстане работ по созданию транспортных упаковочных комплектов для перевозки ОЯТ, и тем более для перевозки ОЯТ с кратковременной выдержкой не производилось.

Личный вклад автора:

Автор принимал участие на всех этапах работы

Публикации:

Данная работа завершена в 2010 году и планируется публикация в 2011г.

ПЕРЕЧЕНЬ СОКРАЩЕНИЙ, УСЛОВНЫХ ОБОЗНАЧЕНИЙ, СИМВОЛОВ,

ЕДИНИЦ И ТЕРМИНОВ

ОЯТ – отработанное ядерное топливо,

ТУК – транспортный упаковочный комплект,

ТВС – тепловыделяющая сборка,

ПД – продукты деления

СОДЕРЖАНИЕ

ВВЕДЕНИЕ_______________________________________________________________1

1. Расчет защиты от радиации______________________________________________________1

1.1 Нейтронная защита__________________________________________________________3

2. Нейтронно-физические расчеты__________________________________________________3

ЗАКЛЮЧЕНИЕ_________________________________________________________5

СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ ИСТОЧНИКОВ___________________________7

ВВЕДЕНИЕ

В данной работе был проведен анализ радиационной защищённости и анализ ядерной безопасности ТУК различной вместимости с использованием исходных данных по ОЯТ пяти различных реакторов (ABWR, AP1000, AP600, ВВЭР-1000, ВБЭР-300) с учетом нормативных требований, изложенных в [

[1], [2], [3], [4], [5], [6], [7], [8], [9]] и рекомендаций МАГАТЭ [[10], [11]].

Основной задачей расчётов для условий нормальной эксплуатации является определение максимальной загрузки контейнера ОТВС рассматриваемых реакторов при различных вариантах охлаждения (газовая среда (гелий, аргон, СО₂) или жидкостная среда (вода)). Основными ограничениями здесь выступают размер внутренней полости контейнера (принятый диаметр не более 200 см), ограничения по массе (не более 130 тонн), ограничения по мощности эквивалентной дозы излучения на поверхности ТУК (в нормальных условиях не более 2.0 мЗв/ч) и подкритичностью системы (Кэфф < 0.95). Температура всех областей ТУК задавалась равной 20°С.

Моделирование контейнеров осуществлялось в трёхмерной геометрии, с использованием расчетного кода MCNP. Для проведения верификации расчётного кода из справочника [[12]] были выбраны эксперименты с низкообогащенным топливом на основе диоксида урана в водяном замедлителе.

Суммарные исходные данные по конструкциям моделируемых ТВС реакторов различного типа и по радиационным характеристикам ОЯТ приведены в таблице 1. Каждая сборка располагалась в отдельном чехле корзины выполненной из алюминия или, в отдельных расчётных случаях, из сплава MBL05 с толщиной стенки 1 см.

Таблица 1 –Характеристики ОЯТ используемые при моделировании контейнеров

Характеристика	Значение
Характеристика	ABWR	AP1000	AP600	ВВЭР-1000	ВБЭР-300
Материал ядерного топлива	спеченный диоксид урана	спеченный диоксид урана	спеченный диоксид урана	спеченный диоксид урана	спеченный диоксид урана
Длина ТВС (полная), мм	4470	4795	4326	3837	3570
Тип решетки (геометрия расположения твэлов в ТВС)	10×10 (квадратная)	17×17 (квадратная)	17×17 (квадратная)	треугольная	треугольная
Число ТВС в активной зоне	872	157	145	163	85
Число топливных твэлов в ТВС	92	264	264	311	312
Материал оболочки твэла	циркалой-2	ZIRLO	циркалой	сплав Zr+Nb	сплав Zr+Nb
Толщина оболочки твэла, мм	0.66	0.57	0.57	0.67	0.68
Внешний диаметр твэла, мм	10.3	9.5	9.5	9.1	9.1
Вес одной ТВС (включая чехол), кг	300.0	799.7	664.5	680.0	536.0
Интенсивность источников гамма‑излучения ПД, фотон/секунда*кгU	5.09∙10¹⁴	7.79∙10¹⁴	5.97∙10¹⁴	8.36∙10¹⁴	3.12∙10¹⁴
Интенсивность источников нейтронного излучения, нейтрон/секунда*кгU	3.07∙10⁶	1.87∙10⁶	1.89∙10⁶	2.34∙10⁶	1.87∙10⁶

РАСЧЕТ ЗАЩИТЫ ОТ РАДИАЦИИ

Анализ радиационной защищённости ТУК проводился с использованием радиационных характеристик ОЯТ для различных времен выдержки с учётом гамма-излучения продуктов деления, нейтронного излучения ОЯТ, гамма-излучения активационных нуклидов в конструкционных сталях ОТВС.

Основными конструктивными элементами защиты контейнера являются слои материалов эффективно ослабляющих потоки нейтронов и гамма квантов. В качестве обязательного элемента в защите должен присутствовать слой, обеспечивающий структурную целостность конструкции контейнера – слой стали или высокопрочного чугуна. В качестве защиты от гамма излучения наилучшим образом подходят материалы, состоящие из элементов с большими атомными номерами (свинец, уран). А для нейтронной защиты необходимы материалы из изотопов с большим сечением рассеяния (водород, углерод) и поглощения (бор) нейтронов.

Использование материалов из органических полимеров (резины, полиэтилена и пр.) для уменьшения потока нейтронов не представляется возможным из-за их быстрого разрушения при столь высоких тепловых потоках в стенках контейнера. Использование свинца и бетона также представляется весьма ограниченным из-за высоких температур: свинец может расплавиться, и при своём тепловом расширения повредить защиту контейнера, а из бетона может испариться вода, что приведёт к потере замедляющих свойств.

В настоящей работе рассматривались следующие (последовательно по радиусу) слои защиты: 1. алюминиевая корзина (с веществом поглощающим нейтроны или может отсутствовать), 2. сталь (для структурной целостности контейнера), 3. защита на основе железобетона или высокопрочного чугуна (с добавлением оксида обеднённого урана (30% по объёму), свинца (как плоский слой, 50% от объёма защиты), оксида гадолиния (10% по объёму), карбида бора (10% по объёму), 4. внешняя оболочка из стали.