Крюков А. М., д.т.н. (kryukov@secnrs.ru), Рубцов В. С., к.т.н. (vrubtsov@secnrs.ru) (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

Выполнен анализ результатов исследования зависимости радиационного охрупчивания материалов корпусов ВВЭР-440 от флакса нейтронов. Облучение образцов высоким флаксом, соответствующим флаксу, воздействую-щему на корпус реактора, проводилось в каналах для образцов свидетелей. Показано, что зависимость радиацион-ного охрупчивания материалов корпусов ВВЭР-440 от флакса нейтронов становится значимой при содержании меди выше 0,13 %.

Скачать статью можно в формате PDF.

Flux effect analysis in WWER-440 reactor pressure vessel steels

Kryukov A., Ph. D., Rubtsov V., Ph. D.(SEC NRS)

The results of long term research concerning the determination of irradiation embrittlement dependence on fast neutron flux for WWER-440 reactor pressure vessel steels are presented in this paper. All Charpy specimens were irradiated at high and low fluence rates in similar conditions in surveillance channel positions. It can be seen that there is a significant flux effect in such WWER-440 reactor pressure vessel steels with higher copper content (> 0.13wt %).

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.

И.А. Ляшко, А.М. Киркин, А.В. Курындин, А.А. Строганов, ФБУ «НТЦ ЯРБ», г. Москва, lyashko@secnrs.ru.

По материалам X Юбилейной Российской научной конференции «Радиационная защита и радиационная безопасностm в ядерных технологиях», прошедшей в России (г. Москва – г. Обнинск) в НОУ ДПО «ЦИПК Росатома» и ИБРАЭ РАН, с 22 по 25 сентября 2015 года.

В 2014 году специалистами ФБУ «НТЦ ЯРБ» разработано три блока информационной системы поддержки принятия регулирующих решений при транспортировании ОЯТ реакторов ВВЭР-1000, ВВЭР-440 и РБМК-1000 в транспортных упаковочных комплектах нового поколения ТУК‑146, ТУК‑140 и ТУК‑109Т, соответственно. Информационная система совмещает в себе как аналитическую часть, позволяющую представить общую картину и отследить «тонкие места» в обеспечении безопасности на основе требований действующих нормативных документов, так и расчетную – для возможности оперативного проведения оценок показателей, определяющих безопасность транспортирования ОЯТ при нормальных условиях и в случае аварии, требующей от пользователя только знания известных и/или измеряемых характеристик перевозимого топлива. При создании информационной системы на практике реализованы принципы, подходы и методы, которые, при необходимости, можно будет использовать для решения аналогичных задач для других типов транспортных контейнеров.

В докладе представлено описание заложенной в информационной системе методологии оценки показателей ядерной и радиационной безопасности при транспортировании ОЯТ и особенностей указанных блоков информационной системы.

Доклад целиком доступен для скачивания в формате PDF.