Расчетная оценка дозовых характеристик в системе хранения ОЯТ

Abstract

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.