Пожалуйста, используйте этот идентификатор, чтобы цитировать или ссылаться на этот ресурс: http://earchive.tpu.ru/handle/11683/28923
Название: Расчетная оценка дозовых характеристик в системе хранения ОЯТ
Авторы: Таракаенко, Павел Владимирович
Научный руководитель: Беденко, Сергей Владимирович
Ключевые слова: ОЯТ; ТУК-109; сухое хранилище; РБМК; уран-эрбиевое топливо; SNF; TUK-109; dry storage; RBMK; uranium-erbium fuel
Дата публикации: 2016
Библиографическое описание: Таракаенко П. В. Расчетная оценка дозовых характеристик в системе хранения ОЯТ : дипломный проект / П. В. Таракаенко ; Национальный исследовательский Томский политехнический университет (ТПУ), Физико-технический институт (ФТИ), Кафедра физико-энергетических установок (№21) (ФЭУ) ; науч. рук. С. В. Беденко. — Томск, 2016.
Аннотация: Объектом исследования является отработавшее ядерное топливо реактора РБМК третьего поколения с глубиной выгорания 35 ГВт·сут/(тU). Цель работы – определение радиационной безопасности при хранении в ТУК-109 отработавшего ядерного топлива третьего поколения, а также получение информации о составе и характеристиках наведенной и накопленной в ТУК радиоактивности за период эксплуатации. В результате исследования были получены значения нейтронного потока во всём объеме ТУК при загрузке в него ОЯТ с глубиной выгорания 35 ГВт·сут/(тU), а также получена мощность экспозиционной дозы, формируемая источниками фотонного излучения в различных зонах конструкции контейнера через 2 и 10 лет после снятия его с эксплуатации хранения ОЯТ.
The object of study is spent nuclear reactor fuel is a third-generation RBMK with burnup of 35 GW · d / (tU). Objective - definition of radiation safety during storage of spent nuclear fuel of the third generation of TUK-109, as well as obtain information about the composition and characteristics of the induced and accumulated in TUK radioactivity during the operation period. As a result of the study were obtained values ​​of the neutron flux in the entire volume of the TUK when loading it SNF burnup of 35 GW · d / (tU), and the obtained exposure dose rate generated by the source of photon radiation in different regions of the container structure after 2 and 10 years after its removal from the spent nuclear fuel storage operation.
URI: http://earchive.tpu.ru/handle/11683/28923
Располагается в коллекциях:ВКР

Файлы этого ресурса:
Файл РазмерФормат 
TPU185358.pdf1,01 MBAdobe PDFПросмотреть/Открыть


Все ресурсы в архиве электронных ресурсов защищены авторским правом, все права сохранены.