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/123456789/7044

Название: Нейтронное излучение при сухом хранении отработавшего ядерного топлива
Авторы: Рудычев, В.Г.
Рудычев, Е.В.
Письменецкий, С.А.
Щусь, А.Ф.
Ключевые слова: ОЯТ
сухое хранение
MCNP-симуляция
внешнее излучение контейнера
нейтроны
зависимость от времени
SNF
dry storage
MCNP-simulation
external cask radiation
neutrons
time dependence
Дата публикации: 2012
Издатель: Харкiвський нацiональний унiверситет iм. В.Н. Каразiна
Библиографическое описание: Нейтронное излучение при сухом хранении отработавшего ядерного топлива / В.Г. Рудычев, Е.В. Рудычев, С.А. Письменецкий, А.Ф. Щусь // Вiсник Харкiвського нацiонального унiверситету iм. В.Н. Каразiна. – 2012. – № 1001. Сер.: Фізична. «Ядра, частинки, поля». – Вип. 2(54). – С. 76-80.
Реферат: Для расчета поля нейтронного излучения вокруг вентилируемого контейнера сухого хранения отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) Запорожской АЭС использован метод Монте-Карло, реализованный в пакете MCNP. Показано, что основным источником нейтронов в хранящемся ОЯТ является 244Cm, вклад реакций (, n) незначителен. Спектр нейтронов для моделирования был описан распределением Максвелла. Показано существенное отличие мощности дозы нейтронов в аксиальном и в радиальном направлениях из-за различия защитных свойств контейнера в соответствующих направлениях. Для усиления радиационной защиты от нейтронного излучения при хранении ОЯТ с повышенным выгоранием предложен дополнительный защитный экран и оптимизированы его размеры, обеспечивающие существенное снижение мощности дозы. Рассчитаны характеристики нейтронных потоков при длительном хранении ОЯТ. To calculate the neutron radiation field around a ventilated container filled with spent nuclear fuel at ZNPP dry accumulated Monte Carlo simulation package used implemented in MCNP. It is shown that the main source of neutrons in the spent fuel is stored 244Cm, the contribution of (,n) reactions is negligible. The neutron spectrum for the simulation was described by the Maxwell distribution. There is a significant difference between the neutron dose rate in the axial and radial directions due to the differences in the protective properties of the container in their respective areas. To strengthen the radiation protection from the neutron emission during storage of spent nuclear fuel with high burnup offered an additional shield, and its dimensions are optimized to ensure a significant reduction in dose. The characteristics of neutron fluxes in long-term storage of spent nuclear fuel are calculated.
URI: http://dspace.univer.kharkov.ua/handle/123456789/7044
Располагается в коллекциях:Наукові роботи. Фізико-технічний факультет

Файлы этого ресурса:

Файл Описание РазмерФормат
1001_2(54)_12_p76-80.pdf298,83 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