Проведение расчетов в обоснование радиационной безопасности при выгрузке и разборке активных зон отработавших выемных частей реакторов с жидкометаллическим теплоносителем АПЛ

20.06.2022 2022 - №02 Безопасность, надежность и диагностика ЯЭУ

Е.В.Девкина И.Р. Суслов В.А. Чернов

https://doi.org/10.26583/npe.2022.2.07

Представлены результаты расчётов в обоснование радиационной безопасности при обращении с отработавшей выемной частью (ОВЧ) реакторов атомных подводных лодок (АПЛ) с жидкометаллическим теплоносителем (ЖМТ). ОВЧ реакторов АПЛ с ЖМТ являются источниками интенсивного нейтронного и гамма-излучения. Защита должна обеспечить уровень мощности доз облучения нейтронов и гамма-квантов, не превышающий установленные в НП-053-04 значения для транспортировки ядерных материалов, поэтому она будет ослаблять нейтронное и гамма-излучение на несколько порядков.

Для расчётов радиационной безопасности использовалась гомогенная модель активной зоны. При проведении расчётов учитывались источники нейтронов и фотонов в ОЯТ ОВЧ, источники фотонов в органах регулирования, в конструкционных материалах (корпуса реактора и твэльных решёток). Для расчёта мощности доз нейтронного и фотонного излучений использовалась программа MCNP-4B.

При расчёте мощности доз от нейтронов и вторичных гамма-квантов прямой расчёт по MCNP-4B в большинстве случаев дал приемлемые результаты с допустимой методической погрешностью. Для задач с источниками гамма-квантов прямой расчёт по MCNP-4B показал неудовлетворительные результаты из-за сильного ослабления излучения.

Для уменьшения дисперсии применялись различные методы: первый – задание различной ценности в ячейках и второй – методика итерации весовых окон.

Значения мощностей доз получены с допустимой погрешностью. Результаты расчётных исследований обеспечили необходимой информацией проведение работ по выгрузке отработавшего ядерного топлива из ОВЧ. Результаты расчётов также использовались при проектировании и изготовлении защиты.

Ссылки

1. Забудько А.Н., Игнатьев С.В., Сомов И.Е. и др. Проблемы обращения с ОЯТ жидкометаллических реакторов АПЛ / Труды III Межотраслевой научно-практической конференции «Тяжёлые жидкометаллические теплоносители в ядерных технологиях» под общ. ред. проф. Г.И. Тошинского – Обнинск: ГНЦ РФ – ФЭИ, 2008. – Том 2. – С. 547-553.
2. Зродников А.В., Забудько А.Н., Игнатьев С.В. и др. Проблемы и подходы к обращению с отработавшим ядерным топливом жидкометаллических реакторов атомных подводных лодок. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2007. – № 1. – С. 13-22. Электронный ресурс: https://static.nuclear-power-engineering.ru/journals/2007/01.pdf (дата доступа 01.10.2021).
3. Зродников А.В., Игнатьев С.В., Панкратов Д.В. и др. Выгрузка, хранение и последующее обращение с ОЯТ жидкометаллических реакторов: состояние и проблемы. / Труды Международного научного семинара Россия-НАТО «Научные и технические проблемы обеспечения безопасности при обращении с ОЯТ и РАО утилизируемых АПЛ и НК с ЯЭУ» под ред. акад. А.А. Саркисова. – М.: ИБРАЭ, 2004. – С. 33.
4. Программный комплекс MCNP4B с библиотекой констант DLC189/MCNPDAT. Аттестационный паспорт программного средства № 236 от 18.09.07. – М. НТЦ ЯРБ, 2007.
5. Гусев Н.Г., Климанов В.А., Машкович В.П., Суворов А.П. Защита от ионизирующих излучений: Т. 1. Физические основы защиты от излучений. – М.: Энергоатомиздат, 1989. – 512 с. ISBN 5-283-02971-9.
6. Девкина Е.В. Особенности проведения расчётов методом Монте-Карло двумерной тестовой модели защиты ТУК для отработавшего ядерного топлива. Препринт ГНЦ РФ – ФЭИ-3283. – Обнинск: ГНЦ «РФ – ФЭИ», 2018. – 20 с.
7. Чернов С.В., Сонько А.В., Хоромский В.А. Расчёт полей излучений методом итераций «весовых окон в проекте» АСММ 10/100 кВт. / Сб. тез. докл. X Юбилейной Российской конференции «Радиационная защита и радиационная безопасность в ядерных технологиях». – Москва-Обнинск: НОУ ДПО «ЦИПК Росатома», 2015. – С. 9-10.
8. НП-053-04. Правила безопасности при транспортировании радиоактивных материалов. – М.: Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору, 2004. – 135 с.
9. Трыков Л.А., Колеватов Ю.И., Волков В.С. Методы калибровки спектрометров с помощью радионуклидных источников нейтронов. Препринт ГНЦ РФ – ФЭИ-1730. – Обнинск: ГНЦ «РФ – ФЭИ», 1985. – 76 c.

отработавшая выемная часть (ОВЧ) мощность эквивалентной дозы (МЭД) метод задания различной ценности в ячейках методика итерации весовых окон

Ссылка для цитирования статьи: Девкина Е.В., Суслов И.Р., Чернов В.А. Проведение расчетов в обоснование радиационной безопасности при выгрузке и разборке активных зон отработавших выемных частей реакторов с жидкометаллическим теплоносителем АПЛ. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2022. – № 2. – С. 73-80. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2022.2.07 .