Выбор консервативных допущений при обосновании ядерной безопасности систем хранения отработанного ядерного топлива

Abstract

Представлены описание расчетной модели системы хранения отработанных тепловыделяющих сборок в кодах SCALE и MCNP, а также процедура и результаты выбора консервативных допущений, принятых для обоснования ядерной безопасности технологических операций по перемещению, перевозке и хранению отработанного ядерного топлива (ОЯТ) реакторов ВВЭР-1000 в проектируемом централизованном хранилище ОЯТ. При обосновании ядерной безопасности необходимо подтвердить, что максимальное значение эффективного коэффициента размножения нейтронов Кэфф в системах хранения ОЯТ меньше установленного нормативного предела 0,95 в условиях нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации и при проектных авариях. Приведены результаты расчетов и их анализ по выбору наиболее консервативных условий размножения, приводящих к наибольшему значению Кэфф

Наведено описання розрахункової моделі системи зберігання відпрацьованих тепловидільних збірок у кодах SCALE та MCNP, а також процедура та результати вибору консервативних припущень в обґрунтуванні ядерної безпеки технологічних операцій з переміщення, перевезення та зберігання відпрацьованого ядерного палива (ВЯП) реакторів ВВЕР-1000 в проектованому централізованому сховищі ВЯП. Для обґрунтування ядерної безпеки треба підтвердити, що ефективний коефіцієнт розмноження нейтронів Кеф в системі зберігання ВЯП менше встановленої нормативної межі 0,95 в умовах нормальної експлуатації, порушення нормальної експлуатації та проектних аварій. Представлено результати розрахунків та їх аналізу щодо вибору найбільш консервативних умов розмноження, що призводять до найбільшого значення Кеф.

The paper addresses the description of computer model for the spent fuel assemblies storage system in SCALE and MCNP codes, as well as the results in selection of conservative assumptions made to justify the nuclear safety of moving, transport and storage operations with the VVER-1000 spent nuclear fuel (SNF) in designed Centralized Spent Fuel Storage Facility (CSFCF). When justifying the nuclear safety, it is necessary to confirm that the maximum value of the effective multiplication coefficient Keff in SNF storage systems is kept below specified limit of 0.95 in any design-basis operation mode. The paper presents calculation results and analysis on the selection of the most conservative conditions of neutron multiplication leading to the maximum value of Keff.