Курындин А.В., к.т.н. (kuryndin@secnrs.ru), Строганов А.А., к.ф.-м.н. (stroganov@secnrs.ru), Киркин А.М. (kirkin@secnrs.ru), Ляшко И.А. (lyashko@secnrs.ru), Курбатова М.В. (mkurbatova@secnrs.ru) (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

В статье приведено описание методов и подходов, принятых при разработке руководства по безопасности «Радиационные и теплофизические характеристики отработавшего ядерного топлива водо-водяных энергетических реакторов и реакторов большой мощности канальных» (РБ-093-14), а также описание разработанного на его основе программного комплекса «Калькулятор радиационных и тепло-физических характеристик ОЯТ». Даны конкретные примеры использования программного комплекса и продемонстрированы его возможности при решении задач по оценке радиационных и теплофизических характеристик отработавшего ядерного топлива реакторов ВВЭР-1000, ВВЭР-440 и РБМК-1000.

Скачать статью целиком можно в формате PDF.

Software SNF calculator based on safety guide radiation and thermal characteristics of VVER and RBMK spent nuclear fuel (RB-093-14)

Kuryndin A., Ph. D., Stroganov A., Ph. D., Kirkin A., Lyashko I., Kurbatova M. («SEC NRS»).

Methods and approaches used in the developed safety guide «Radiation and thermal characteristics of VVER and RBMK spent nuclear fuel» (RB-093-14) are presented in this paper. Software “Radiation and thermal characteristics Calculator of spent nuclear fuel”, based on safety guide (RB-093-14), is describes in this paper too. Moreover specific examples of its using and demonstration of its versatility during solving the problems of estimating radiation and thermal characteristics of VVER-1000, VVER-440 and RBMK-1000 spent nuclear fuel also shown in this paper.

Савельева Е.А., к.ф-м.н. (esav@ibrae.ac.ru) (Институт проблем безопасного развития атомной энергетики РАН).

В работе рассматриваются вопросы разработки специального программного комплекса, направленного на учет и анализ неопределенностей, связанных с параметрическим наполнением расчетно-прогностических моделей, использующихся при обосновании безопасности пунктов захоронения радиоактивных отходов, включая особые РАО.

Основные задачи данного комплекса состоят в создании модельно-независимых средств для анализа чувствительности расчетных моделей к изменению их параметров и оценке неопределенности результатов расчетно-прогностического моделирования. Сформулированы основы формирования такого программного комплекса.

Скачать статью целиком можно в формате PDF.

The concept of software system to assess uncertainties at safety demonstration of RW disposal facilities

Savel’eva Е., Ph. D. (esav@ibrae.ac.ru) (Nuclear Safety Institute of the RAS (IBRAE)).

This paper addresses the specialized software system development designed to account and analyse uncertainties related with the parametric content of calculation and predictive models applied in the course of safety demonstration of RW disposal facilities (including special RW).

This system basic purpose is to create the simulative-independent means for calculation models sensitivity analysis to their parameters changing and uncertainty assessment regarding calculation and predictive simulation results. Basis for such system creation is formulated.

Скворцов И.В. (Skvortsov.ivan.68@gmail.com), Белова Е.В., к.х.н. (bl174@bk.ru), Никитина Ю.В. (nikitinayulia1616@gmail.com) (ИФХЭ РАН), Родин А.В., к.х.н. (rodin@secnrs.ru) (ФБУ «НТЦ ЯРБ»), Зильберман Б. Я., д.т.н. (zby@mail.ru), Голецкий Н.Д., к.х.н. (goletsky@khlopin.ru) (АО «Радиевый институт имени В.Г. Хлопина).

Исследована динамика газовыделения при окислении 30%-ных растворов ТБФ в разбавителе С13 – водный раствор 12 моль/л HNO₃ в температурном интервале от 90°С до 110°С. Экспериментально определены кинетические параметры термохимического взаимодействия HNO₃ с компонентами органических растворов ТБФ в С13 в открытых сосудах для последующей оценки взрывоопасности данных систем в условиях экстракционной переработки высокоактивных материалов. Определено влияние предварительного облучения системы на кинетику термолиза.

Скачать статью целиком можно в формате PDF.

The dynamics of gas release at oxidation of TBP solution in diluent C13 in two phase systems

Skvortsov I., Belova E., Ph.D, Nikitina Y. (IPCE RAS), Rodin A., Ph.D (SEC NRS), Zilberman B., Ph.D, Goletskii N., Ph.D (Khlopin Radium Institute).

The dynamics of gas release at oxidation of 30% TBP solution in diluent C13 by aqueous solution of 12 mol/l of HNO₃ at a temperature from 90°C to 110°C was studied. The experimentally determined kinetic parameters of HNO₃ interaction with components of organic TBP solutions in diluent C13 at atmospheric condition for subsequent evaluation of explosion hazards of these systems at reprocessing of spent nuclear fuel. The effect of prior radiation exposure of system on the kinetics of thermolysis was determined.

Курындин А.В., к.т.н. (kuryndin@secnrs.ru), Строганов А.А., к.ф.-м.н. (stroganov@secnrs.ru), Киркин А.М. (kirkin@secnrs.ru), Карякин М.Ю. (karyakin@secnrs.ru) (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

В работе приведены результаты расчетного исследования температурных режимов конструкционных элементов ТУК-153, загруженного ОЯТ реакторов ВВЭР-1000, а также результаты расчетно-экспериментальных исследований, проведенных с целью верификации методов и подходов, использованных при создании расчетных моделей.

Скачать статью целиком можно в формате PDF.

Computational and experimental study of temperature condition of cask TUK 153 loaded with VVER-1000 SNF

Kuryndin A., Ph. D., Stroganov A., Ph. D., Kirkin A., Karyakin M. (SEC NRS).

This paper presents the results of computational study of temperature condition of cask TUK-153 loaded with VVER-1000 SNF and results of computational and experimental study performed to justify methods and approaches used in computational models.