Врахування вигоряння ядерного палива при обґрунтуванні ядерної безпеки систем зберігання та транспортування відпрацьованого ядерного палива РВПК-1000.

В.В. Гальченко¹, В.І. Макодим¹, В.В.Соловйов¹, В.В. Ількович²

¹Національний технічний університет України «КПІ»,

²Інститут ядерних досліджень НАН України

 

Традиційний підхід до аналізу критичності систем, що містять відпрацьоване ядерне паливо (ВЯП), зазвичай базується на тому, що паливо не опромінене – тобто його ізотопний склад відповідає «свіжому» паливу. Виходячи з вимог нормативних документів з забезпечення під критичності системи зберігання та транспортування, об‘єми ВЯП, що транспортуються та зберігаються значно занижено за своїми можливостями. А це, в свою чергу, призводить до з дорожчання процедури транспортування та зберігання ВЯП.

На сьогодні існують дві методології врахування вигоряння ядерного палива. Перша методологія полягає у врахуванні лише актиноїдів у ВЯП, друга – врахування повного ізотопного складу ВЯП, з урахуванням часу витримки, але без урахування Sm.

В роботі проведено аналіз врахування вигоряння ВЯП для обґрунтування ядерної безпеки контейнера ТК-8 та басейна зберігання СВЯП-1 з паливом РВПК-1000 з урахуванням 100-річного терміну зберігання ВЯП. У ВЯП враховувалися лише актиноїди. Було проаналізовано два підходи до врахування вигоряння, в яких розглядалася система без врахування, та з урахуванням розподілу ізотопів по висоті ТВЗ. Розрахунки проводилися з використанням комп‘ютерних кодів SCALE і MCNP. Показано, що врахування вигоряння суттєво збільшує запас під критичності, а врахування розподілу ізотопів по висоті ТВЗ робить таку оцінку більш консервативною.

Результати досліджень мають потенційно важливе значення для обґрунтування ядерної безпеки та можуть забезпечити технічне підґрунтя для розширення використання цього методу розрахунку для систем транспортування та зберігання ВЯП.

 

 

 

Література

 

1. NUREG/CR-6811 ORNL/TM-2001/257 - Strategies for Application of Isotopic Uncertainties in Burnup Credit Prepared by I. C. Gauld  Oak Ridge National Laboratory.

 

Учет выгорания ядерного топлива  при обосновании ядерной безопасности систем хранения и транспортировки отработавшего ядерного топлива РБМК-1000.

В.В. Гальченко¹, В.И. Макодым¹, В.В.Соловйов¹, В.В. Илькович²

¹Национальный технический университет Украины «КПИ»,

²Институт ядерных исследований НАН Украины

 

Традиционный подход к анализу критичности систем, содержащих отработавшее ядерное топливо (ОЯТ), предполагает обычно, что топливо не облучено – то есть его изотопный состав соответствует «свежему» топливу. Исходя из требований нормативных документов по обеспечению подкритичности системы хранения и транспортировки, объемы транспортируемых и хранящихся ОЯТ значительно занижены по своим возможностям. А это, в свою очередь, приводит к удорожанию процедуры транспортировки и хранения ОЯТ.

На сегодняшний день существуют две методологии учета выгорания ядерного топлива: первая – это учет только актиноидов в ОЯТ, вторая – учет полного изотопного состава ОЯТ с учетом времени выдержки, но без учета Sm.

В роботе проведен анализ учета выгорания ОЯТ для обоснования ядерной безопасности контейнера ТК-8 и бассейна хранения ХОЯТ-1 с топливом РБМК-1000 с учетом 100-летнего периода хранения ОЯТ. В ОЯТ учитывались только актиноиды, и было проанализировано два подхода по учету выгорания, в которых рассматривалась система без учета и с учетом распределения изотопов по высоте ТВС. Расчеты проводились с использованием компьютерных кодов SCALE и MCNP. Показано, что учет выгорания существенно увеличивает запас подкритичности, а учет распределения изотопов по высоте ТВС делает данную оценку более консервативной.

Результаты исследования  имеют потенциально важное значения для обоснования  ядерной безопасности и могут обеспечить техническое основание, для расширения использования этого метода расчета для систем транспортировки и хранения ОЯТ.

 

 

Литература

 

1. NUREG/CR-6811 ORNL/TM-2001/257 - Strategies for Application of Isotopic Uncertainties in Burnup Credit Prepared by I. C. Gauld  Oak Ridge National Laboratory.