Архив электронных ресурсов
[Зарегистрироваться]
 

eKhNUIR >
Фізико-технічний факультет >
Наукові роботи. Фізико-технічний факультет >

Пожалуйста, используйте этот идентификатор, чтобы цитировать или ссылаться на этот ресурс: http://dspace.univer.kharkov.ua/handle/123456789/4810

Название: Характеристики излучения при сухом хранении отработавшего ядерного топлива на Запорожской АЭС
Авторы: Климов, С.П.
Лазурик, В.Т.
Лучная, А.Е.
Письменецкий, С.А.
Рудычев, В.Г.
Рудычев, Е.В.
Ключевые слова: irradiated nuclear fuel
spent fuel storage
gamma-ray spectrum
concrete ventilated cask
spent fuel assemblies
отработавшее ядерное топливо
сухое хранение ОЯТ
тепловыделяющие сборки ВВЭР-1000
контейнер хранения
спектр гамма-квантов
Дата публикации: 2009
Издатель: Харкiвський нацiональний унiверситет iм. В.Н. Каразiна
Библиографическое описание: Характеристики излучения при сухом хранении отработавшего ядерного топлива на Запорожской АЭС / С.П. Климов, В.Т. Лазурик, А.Е. Лучная, С.А. Письменецкий, В.Г. Рудычев, Е.В. Рудычев // Вiсник Харкiвського нацiонального унiверситету iм. В.Н. Каразiна. – 2009. – №845. Сер.: Фізична. «Ядра, частинки, поля». – Вип. 1(41). – С. 31 - 38
Реферат: Для расчета поля излучения вокруг вентилируемого контейнера хранения сухим методом отработавшего ядерного топлива Запорожской АЭС модифицированы основанные на использовании метода Монте-Карло пакеты ModeASHE-M и MCNPX. Для уменьшения затрат времени в пакетах применены специальные методы уменьшения дисперсии: ModeASHE-M - методы трансляций траекторий гамма-квантов и экспоненциального преобразования; MCNPX - «геометрического расщепления» (“geometry splitting”). Рассчитаны спектры и угловые распределения излучения вне контейнера хранения, определено изменение параметров излучения в зависимости от времени выдержки топлива и зависимость мощности дозы от расстояния до поверхности контейнера. Показано, что характеристики излучения вне контейнера определяются отработавшими тепловыделяющими сборками, расположенными по периметру корзины хранения. Сравнение рассчитанных распределений мощности дозы вдоль поверхности вентилируемого контейнера хранения с измеренными на Запорожской АЭС значениями, показывает их качественное согласие и завышение абсолютного значения над измеренным примерно в 1,4 раза. For the calculation of the radiation field around the ventilated cask for dry spent nuclear fuel storage of Zaporozhye NPP the methods were modified that based on the use of Monte Carlo packages MODEASHE-M and MCNPX. For time expenses decreasing the special methods of diminishing of dispersion were used: method of translations of trajectories of quanta and exponential transformation in MODEASHE-M code; the «geometrical spallation» (“geometry splitting”) in MCNPX code. For ventilated cask VSC spectra have been obtained and angular distributions of radiation out of cask and also the change of parameters of radiation depending on time keeping and dependence of dose rate on the distance to the surface of VSC. It was shown that characteristics of VSC radiation are dependent on the fuel assemblies located on the perimeter of basket of cask. Comparison of the calculated distributions of dose power along the surface of VSC with their measured values shows the excess approximately at 1.4 times.
URI: http://dspace.univer.kharkov.ua/handle/123456789/4810
Располагается в коллекциях:Наукові роботи. Фізико-технічний факультет

Файлы этого ресурса:

Файл Описание РазмерФормат
845_1(41)_09_p31-38.pdf495,24 kBAdobe PDFЭскиз
Просмотреть/Открыть
Просмотр статистики

Все ресурсы в архиве защищены авторским правом, все права сохранены.

 

Valid XHTML 1.0! Яндекс цитирования DSpace Software Copyright   ©   2002-2008   MIT   and   Hewlett-Packard - Обратная связь