Характеристики излучения при сухом хранении отработавшего ядерного топлива на Запорожской АЭС

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.

Ключові 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

Бібліографічний опис

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