НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ РАСЧЁТЫ В ОБОСНОВАНИЕ ТЕХНИЧЕСКОЙ ВОЗМОЖНОСТИ ПРИМЕНЕНИЯ ТРАНСПОРТИРОВОЧНОГО КОНТЕЙНЕРА ДЛЯ ОТРАБОТАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ПОСЛЕ КРАТКОВРЕМЕННОЙ ВЫДЕРЖКИ С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ МЕТОДОВ КОМПЬЮТЕРНОГО ИМИТАЦИОННОГО МОДЕЛИРОВАНИЯ

Данная работа является завершающим этапом двухстадийных комплексных исследований, направленных на обоснование возможности перемещения ОЯТ после кратковременной выдержки и выработку требований к конструкции ТУК.

В работе представлены результаты исследований по обоснованию технической возможности применения транспортировочного контейнера для транспортировки отработанного ядерного топлива после кратковременной выдержки. Выполнены расчеты защиты от радиоактивного излучения, обоснована ядерная безопасность, изучены соответствующие сопровождающие нейтронно-физические процессы. В результате проведенных работ обоснована техническая возможность применения транспортировочного контейнера для отработанного ядерного топлива, предложен наиболее приемлемый вариант контейнера для отработанного ядерного топлива с газовым заполнением или с жидкостным заполнением поглотителя в корзине с конструкцией из материалов: железобетон + диоксид урана и чугун + диоксид урана.

Для достижения поставленной цели в работе использовались методы компьютерного имитационного моделирования, проводились расчеты в обоснование радиационной защиты и ядерной безопасности в нормальных и аварийных условиях эксплуатации, изучались нейтронно-физические процессы, сопровождающие ТУК с ОЯТ. В работе рассмотрены несколько вариантов материалов для радиационной защиты, в зависимости от их толщины и наполняемости контейнера ОТВС.

1. Conceptual View of the Implementation of the Nuclear Energy Program in the Republic of Kazakhstan / Batyrbekov E., Vityuk V., Zarva D., Sharipov M. // Energies. – 2024. – Vol. 17. – No. 22. – P. 5788.

2. Connolly, K.J., Pope, R.B. A Historical Review of the Safe Transport of Spent Nuclear Fuel. – US Department of Energy. FCRD-NFST-2016-000474. – August 31, 2016.

3. D. Aquaro, N. Zaccari, M. Di Prinzio, G. Forasassi Numerical and experimental analysis of the impact of a nuclear spent fuel cask // Nuclear Engineering and Design. –2010. – Vol. 240, Issue 4.– P. 706–712.

4. Belal Almomani, Yoon-Suk Chang Failure probability assessment of SNF cladding transverse tearing under a hypothetical transportation accident // Nuclear Engineering and Design. –2021. – Vol. 379.

5. Rules for the Safe Transport of Radioactive Materials. 2018 Edition No. SSR-6 (Rev. 1), IAEA.

6. “Rules for the Transportation of Nuclear Materials, Radioactive Substances, and Radioactive Waste” Approved by the Order of the Minister of Energy of the Republic of Kazakhstan dated May 28, 2021, No. 183.

7. American Society of Mechanical Engineers, ASME BPVC Section III – Rules for Construction of Nuclear Facility Components – Division 1. In Subsection NB: Class Components, 2010.

8. American Society of Mechanical Engineers, ASME BPVC Section III – Rules for Construction of Nuclear Facility Components – Appendices, 2015.

9. Safety Rules for the Storage and Transportation of Nuclear Fuel at Nuclear Power Facilities. PnAE G-14-029-91.

10. General Provisions for Ensuring the Safety of Nuclear Fuel Cycle Facilities (GPB OYATs). NP-0162000, Moscow, 2000.

11. Nuclear Safety Rules for the Transportation of Spent Nuclear Fuel. PBYA-06-08-77, 1978.

12. J. B. Lambert, “Events During the Postulated Drop Accident with BN-350 Cask”, Argonne National Laboratory Intra-Laboratory Memo to R. W. Schaefer, December 3, 1998.