Характеристики излучения при сухом хранении отработавшего ядерного топлива на Запорожской АЭС

Скорочена інформація про документ
dc.contributor.authorКлимов, С.П.
dc.contributor.authorЛазурик, В.Т.
dc.contributor.authorЛучная, А.Е.
dc.contributor.authorПисьменецкий, С.А.
dc.contributor.authorРудычев, В.Г.
dc.contributor.authorРудычев, Е.В.
dc.date.accessioned2011-10-14T12:31:09Z
dc.date.available2011-10-14T12:31:09Z
dc.date.issued2009
dc.description.abstractДля 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.en
dc.identifier.citationХарактеристики 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 - 38en
dc.identifier.urihttps://ekhnuir.karazin.ua/handle/123456789/4810
dc.language.isoruen
dc.publisherХаркiвський нацiональний унiверситет iм. В.Н. Каразiнаen
dc.subjectirradiated nuclear fuelen
dc.subjectspent fuel storageen
dc.subjectgamma-ray spectrumen
dc.subjectconcrete ventilated casken
dc.subjectspent fuel assembliesen
dc.subjectотработавшее ядерное топливоen
dc.subjectсухое хранение ОЯТen
dc.subjectтепловыделяющие сборки ВВЭР-1000en
dc.subjectконтейнер храненияen
dc.subjectспектр гамма-квантовen
dc.titleХарактеристики излучения при сухом хранении отработавшего ядерного топлива на Запорожской АЭСen
dc.typeArticleen

Файли

Контейнер файлів
Зараз показуємо 1 - 1 з 1
Ескіз
Назва:
845_1(41)_09_p31-38.pdf
Розмір:
495.24 KB
Формат:
Adobe Portable Document Format
Завантажити
Ліцензійна угода
Зараз показуємо 1 - 1 з 1
Ескіз недоступний
Назва:
license.txt
Розмір:
7.9 KB
Формат:
Item-specific license agreed upon to submission
Опис:
Завантажити

Зібрання

Наукові роботи. Навчально-науковий інститут "Фізико-технічний факультет"