ОБОСНОВАНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ ТРАНСПОРТИРОВКИ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА РЕАКТОРА ИВГ.1М
https://doi.org/10.52676/1729-7885-2025-3-37-49
Аннотация
В рамках реализации проекта конверсии исследовательских реакторов Национальным ядерным центром Республики Казахстан прорабатывается вопрос дальнейшего обращения с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ), выгружаемым из реактора ИВГ.1М. Одним из ответственных этапов является транспортировка отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) к месту хранения или переработки, которая должна соответствовать «Правилам транспортировки радиоактивных веществ и радиоактивных отходов», утвержденных приказом Министра энергетики Республики Казахстан.
В данной работе определены безопасные параметры ОТВС, выгруженных из активной зоны реактора ИВГ.1М, для обеспечения безопасной транспортировки ОЯТ до пункта их хранения или переработки. Проведены нейтронно-физические расчеты в обоснование ядерной безопасности при хранении ОТВС ИВГ.1М в универсальном чехле для транспортного упаковочного комплекта (ТУК-19) в штатных условиях и при возникновении аварийной ситуации, вызванной полным затоплением чехла. Определено тепловое состояние ОТВС с учетом данных о снижении остаточного тепловыделения. Выполнена оценка теплового и радиационного состояния внешней поверхности ТУК-19 с ОТВС. Полученный при обращении с ОЯТ исследовательского реактора опыт будет востребован при выработке рекомендаций по обращению с ОЯТ энергетических реакторов будущих казахстанских АЭС.
Ключевые слова
Об авторах
Г. А. ВитюкКазахстан
Курчатов
Н. Е. Мухамедов
Казахстан
Курчатов
В. А. Витюк
Казахстан
Курчатов
Р. A. Иркимбеков
Казахстан
Курчатов
О. М. Жанболатов
Казахстан
Курчатов
А. А. Куздеубай
Казахстан
Куздеубай Айша Ардаккызы - инженер лаборатории испытаний реакторного топлива ИАЭ РГП НЯЦ РК.
Курчатов
А. К. Мухамедиев
Казахстан
Курчатов
Список литературы
1. Ruslan A. Irkimbekov, Artur S. Surayev, Galina A. Vityuk, Olzhas M. Zhanbolatov, Zamanbek B. Kozhabaev, Sergey V. Bedenko, Nima Ghal-Eh, Alexander D. Vurim. Study on an open fuel cycle of IVG.1M research reactor operating with LEU-fuel // Nuclear Engineering and Technology. –2023. –Vol. 55, Iss. 4. –P. 1439-1447. https://doi.org/10.1016/j.net.2022.12.012
2. Irkimbekov R., Vurim A., Vityuk G., Zhanbolatov O., Kozhabayev Z., Surayev A. Modeling of Dynamic Operation Modes of IVG.1M Reactor // Energies. – 2023. – Vol. 16, Iss. 2. – Art. no. 932. https://doi.org/10.3390/en16020932
3. Irkimbekov R.A., Vurim A.D., Bedenko S.V., Surayev A.S., Vityuk G.A. Neutron background of composite low-enriched uranium fuel of the IVG.1M research reactor // Nuclear Energy and Technology. – 2022. – Vol. 8, Iss. 3. – P. 167–172. https://doi.org/10.3897/nucet.8.93895
4. Sabitova R., Popov Y., Irkimbekov R., Prozorova I., Derbyshev I., Nurzhanov E., Surayev A., Gnyrya V., Azimkhanov A. Results of Experiments under the Physical Start-Up Program of the IVG.1M Reactor // Energies. – 2023. – Vol. 16, Iss. 17. – Art. no. 6263. https://doi.org/10.3390/en16176263
5. Министерство энергетики Республики Казахстан. Об утверждении Правил транспортировки ядерных материалов, радиоактивных веществ и радиоактивных отходов: приказ от 28 мая 2021 г. № 183. Зарегистрирован в Министерстве юстиции Республики Казахстан 2 июня 2021 г. № 22905.
6. Goorley T., James M., Booth T., Brown F., Bull J., Cox L.J., Durkee J., Elson J., Fensin M., Forster R.A., Hendricks J., Hughes H.G., Johns R., Kiedrowski B., Martz R., Mashnik S., McKinney G., Pelowitz D., Prael R., Sweezy J., Waters L., Wilcox T., Zukaitis T. Initial MCNP6 release overview // Nuclear Technology. – 2012. – Vol. 180, Iss. 3. – P. 298–315. https://doi.org/10.13182/NT11-135
7. Chadwick, M. B., Herman, M., Obložinský, P., Dunn, M. E., Danon, Y., Kahler, A. C., Young, P. G. ENDF/B-VII.0: Next generation evaluated nuclear data library for nuclear science and technology // Nuclear Data Sheets. – 2006. – Vol. 107, Iss. 12. – P. 2931–3060.
8. Thermophysical properties of materials for nuclear engineering: a tutorial and collection of data // IAEA. – Vienna, 2008.
9. Чиркин, В.С. Теплофизические свойства материалов ядерной техники / В.С. Чиркин, – М.: Атомиздат. – 1968. – С. 121–128, 291–294, 237–239.
10. Варгафтик, Н.Б. Справочник по теплофизическим свойствам газов и жидкостей / Н.Б. Варгафтик, М. : Наука, 1972. – с. 525–526, 535, 544–545, 558–561.
11. ANSYS Inc. – Release 21.1.0. – USA, 2021.
12. Plevaka, M.N., Bedenko, S.V., Gubaidulin, I.M. et al. Neutron-physical studies of dry storage systems of promising fuel compositions // Bull. Lebedev Phys. Inst. – 2015. –Vol. 42. –P. 240–243. https://doi.org/10.3103/S1068335615080059
13. Ruslan A. Irkimbekov, Alexander D. Vurim, Sergey V. Bedenko, Gennady N. Vlaskin, Artur S. Surayev, Galina A. Vityuk, Hector R. Vega-Carrillo. Estimating the neutron component of radiation properties of the IVG.1M research reactor irradiated low-enriched fuel // Applied Radiation and Isotopes. –2022. –Vol. 181. –110094. https://doi.org/10.1016/j.apradiso.2021.110094
14. Sergey V. Bedenko, Gennady N. Vlaskin, Sergey D. Polozkov, Dmitry G. Veretennikov, Alexey S. Demin, Nima Ghal-Eh, Faezeh Rahmani. Radiation spectroscopy of irradiated VVER-1200 fuel with burnable Am-absorber: A computational approach // Applied Radiation and Isotopes. –2025. –Vol. 218. –111674. https://doi.org/10.1016/j.apradiso.2025.111674
15. Sergey V. Bedenko, Gennady N. Vlaskin, Sergey D. Polozkov, Ahmed H. Ali, Alexey A. Orlov, Hector Rene Vega-Carrillo. Computational neutron emission spectrometry and radiation assessment in VVER-1200 reactor nuclear fuel // Radiation Physics and Chemistry. –2025. – Vol. 229. –112555. https://doi.org/10.1016/j.radphyschem.2025.112555
16. International Atomic Energy Agency – Nuclear Data Section. https://www-nds.iaea.org/
17. Batyrbekov E., Vityuk V., Zarva D., Sharipov M. Conceptual View of the Implementation of the Nuclear Energy Program in the Republic of Kazakhstan // Energies. – 2024. – Vol. 17, Iss. 22. – Art. no. 5788. https://doi.org/10.3390/en17225788
Рецензия
Для цитирования:
Витюк Г.А., Мухамедов Н.Е., Витюк В.А., Иркимбеков Р.A., Жанболатов О.М., Куздеубай А.А., Мухамедиев А.К. ОБОСНОВАНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ ТРАНСПОРТИРОВКИ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА РЕАКТОРА ИВГ.1М. Вестник НЯЦ РК. 2025;(3):37-49. https://doi.org/10.52676/1729-7885-2025-3-37-49
For citation:
Vityuk G.A., Mukhamedov N.Ye., Vityuk V.A., Irkimbekov R.A., Zhanbolatov O.M., Kuzdeubay A.A., Muhamediev A.K. JUSTIFICATION OF THE SAFE TRANSPORTATION OF SPENT NUCLEAR FUEL FROM THE IVG.1M REACTOR. NNC RK Bulletin. 2025;(3):37-49. (In Russ.) https://doi.org/10.52676/1729-7885-2025-3-37-49