Гераскин И. Н. (geraskin_in@nrcki.ru), Мясников А. А. (myasnikov_AA@nrcki.ru),Смирнова А. К. (smirnova_ak@nrcki.ru) (НИЦ «Курчатовский институт»).

В работе приведены результаты расчетных исследований радиационной безопасности при обращении со свежим топливом, содержащим предельное по техническим условиям для таблеток топлива реактора РБМК-1000 количество 232U, 234U и 236U. Показано, что при обращении со свежим топливом за счет повышенного содержа-ния 232U возрастают мощности доз от тепловыделяющей сборки и транспортного упаковочного комплекта и, как следствие, дозовые нагрузки на персонал. При ограничении времени между получением обогащенного гексафторида урана и загрузкой топлива в реактор дозовые нагрузки на персонал не превышают нормативных пределов.

Скачать статью можно в формате PDF.

Radiation safety studies of fresh fuel handling at increased content of even uranium isotopes in the raw material on RBMK-1000 nuclear power plants

Geraskin I. N., Myasnikov A. A., Smirnova A. K. (National Research Center «Kurchatov Institute»).

The article presents the results of radiation safety calculation studies of handling with fresh fuel with maximum permissible concentrations of 232U, 234U and 236U isotopes in the fuel pellets of RBMK-1000 reactor. It is shown that during handling with this fuel composition the dose rates from fuel assembly and transport and packing set are increased due to the increased content of 232U. As a consequence, the dose rates to nuclear plant personnel are also increased. If the time between enriched uranium hexafluoride producing and reactor fuel loading is limited, dose rates to nuclear plant personnel do not exceed regulatory limits.

Былкин Б.К. (НИЦ «Курчатовский институт»), Чуйко Д.В., Тихоновский В.Л. (АО «НЕОЛАНТ»).

На опасных производственных объектах, таких как атомные электростанции и другие организа- ции атомной отрасли, нештатное развитие ситуации при выполнении ряда технологических операций, например, при демонтаже графитовой кладки реактора, чревато не только дополнительными финан- совыми и временными затратами на выполнение корректирующих действий, но и негативным воздей- ствием на персонал и окружающую среду. В связи с этим очень важно предварительно осуществлять верификацию сложных технологических процессов, особенно таких, которые будут выполнены впервые на данном предприятии и/или в отрасли/мире в целом.

Статью целиком можно скачать в формате PDF.

Interactive simulation 3d model as a tool supporting personnel radiation safety at decommissioning activities

Bylkin B. (NRC «Kurchatov Institute»), Chuiko D., Tikhonovsky V. (NEOLANT JSC).

Abnormal incident evolution on dangerous industrial facilities like nuclear power plants and other nuclear facilities at some process procedures, such as dismantling reactor graphite stack, threatens not only with extra financial and time expenditures for mitigating measures, but also with negative effect on the personnel and environment. Therefore preliminary verification is essential for sophisticated process procedures, especially if they will be carried out for the first time at the plant and/or the industrial brunch/in the world.

Киркин А.М., Курындин А.В., к. т. н., Строганов А.А., к. ф-м. н. (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).
В работе приведены результаты расчетного исследования показателей ядерной и расчетно-экспе- риментального исследования показателей радиационной безопасности транспортирования отработав- шего ядерного топлива реакторов ВВЭР-1000 в транспортном упаковочном комплекте нового поколения ТУК-153. Показано, что конструкция ТУК-153 обеспечивает выполнение критериев по ядерной без- опасности с большим запасом, однако мощность дозы на регламентируемом НП-053-04 расстоянии в 2 метрах от поверхности транспортного средства может достигать 90 % от допустимого значе- ния. Консервативность используемых авторами методов и подходов к созданию расчетных моделей под- тверждена экспериментально.
Статью целиком можно скачать в формате PDF.

Calculational and experimental research
Of nuclear and radiation safety indicators during SNF transportation in cask TUK-153

Kirkin A.M., Kuryndin A.V., Ph. D., Stroganov A.A., Ph. D. (SEC NRS).
This paper presents the results of calculation research of nuclear safety indicators and calculation and experimental research of radiation safety indicators of transportation VVER-1000 spent nuclear fuel in cask TUK-153. The article also shows that design of TUK-153 provides nuclear safety criterion by wide margin, however, the dose rates on 2 meters from the vehicle surface can amount to 90 % by limit value. The conservatism of used methods and approaches to the computational models creation is confirmed experimentally.