Урахування вигоряння ядерного палива при обґрунтуванні ядерної безпеки систем зберігання відпрацьованого ядерного палива

Abstract

Проведено аналіз урахування вигоряння відпрацьованого ядерного палива (ВЯП) РВПК- 1000 та ВВЕР-1000 тільки з включенням актиноїдів та запропоновано методику урахування актиноїдного кредиту вигоряння. Проаналізовано два підходи до урахування вигоряння, в яких розглядалася система без урахування та з урахуванням розподілу ізотопів за висотою тепловидільної збірки (ТВЗ). Розрахунки проводилися з використанням комп’ютерних кодів SCALE і MCNP. Результати досліджень мають потенційно важливе значення для обґрунтування ядерної безпеки систем зберігання та транспортування ВЯП та можуть забезпечити технічне підґрунтя для розширення використання цієї методики для розрахунку таких систем. Ключові слова: відпрацьоване ядерне паливо, комп’ютерні коди SCALE і MCNP, підхід «burnup credit».

Проведен анализ учета выгорания отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) РБМК-1000 и ВВЭР-1000 только с включением актиноидов и предложена методика учета актиноидного кредита выгорания. Проанализированы два подхода по учету выгорания, в которых рассматривалась система без учета и с учетом распределения изотопов по высоте тепловыделяющей сборки (ТВС). Расчеты проводились с использованием компьютерных кодов SCALE и MCNP. Результаты исследований имеют потенциально важное значение для обоснования ядерной безопасности систем хранения и транспортировки ОЯТ и могут обеспечить техническое подспорье для расширения использования этой методики для расчета таких систем. Ключевые слова: отработавшее ядерное топливо, компьютерные коды SCALE и MCNP, подход «burnup credit».

Burn-up credit analysis of RBMK-1000 and WWER-1000 spent nuclear fuel accounting only for actinides is carried out and a method is proposed for actinide burn-up credit. Two burn-up credit approaches are analyzed, which consider a system without and with the distribution of isotopes along the height of the fuel assembly (FA). Calculations are performed using SCALE and MCNP computer codes. The research results are potentially important for the justification of nuclear safety of storage and transportation of spent nuclear fuel and can provide a technical basis for extending the use of this method for calculating such systems. Keywords: spent nuclear fuel, SCALE and MCNP computer codes, burn-up credit.