vestiftИзвестия Национальной академии наук Беларуси. Серия физико-технических наукProceedings of the National Academy of Sciences of Belarus. Physical-technical series1561-83582524-244XThe Republican Unitary Enterprise Publishing House "Belaruskaya Navuka"vestift-295Research ArticleЭНЕРГЕТИКА, ТЕПЛО- И МАССООБМЕНPOWER ENGINEERING, HEAT AND MASS TRANSFERОЦЕНКА НАВЕДЕННОЙ АКТИВНОСТИ В ОБЛУЧАЕМЫХ МАТЕРИАЛАХ ПРИ ИСПОЛЬЗОВАНИИ ОТРАБОТАВШЕГО ТОПЛИВА РЕАКТОРА ВВЭР-1200 В РАДИАЦИОННЫХ ТЕХНОЛОГИЯХ И ПУТИ ЕЕ ОСЛАБЛЕНИЯINDUCED ACTIVITY ESTIMATE IN IRRADIATED MATERIALS WHEN USING VVER-1200 SPENT FUEL FOR RADIOTECHNOLOGY AND WAYS OF ITS ATTENUATIONСальниковЛ. И.SalnikovL. I.

кандидат физико- математических наук, доцент, заведующий лабораторией

salnikov@sosny.bas-net.byДнепровскаяН. М.DneprovskayaN. M.

научный сотрудник

rubin@sosny.bas-net.byРубинИ. Е.RubinI. E.

старший научный сотрудник

rubin@sosny.bas-net.byСальниковаИ. А.SalnikovaI. A.

старший научный сотрудник

salirina@mail.ruТетереваН. А.TeterevaN. A.

научный сотрудник

tetna@mail.ruОбъединенный институт энергетических и ядерных исследований – Сосны Национальной академии наук Беларуси, МинскJoint Institute for Power and Nuclear Research – Sosny of the National Academy of Sciences of Belarus, Minsk2017300420170192102Copyright © Сальников Л.И., Днепровская Н.М., Рубин И.Е., Сальникова И.А., Тетерева Н.А., 20172017Сальников Л.И., Днепровская Н.М., Рубин И.Е., Сальникова И.А., Тетерева Н.А.Salnikov L.I., Dneprovskaya N.M., Rubin I.E., Salnikova I.A., Tetereva N.A.Данная работа распространяется под лицензией Creative Commons Attribution 4.0.This work is licensed under a Creative Commons Attribution 4.0 License.https://vestift.belnauka.by/jour/article/view/295

Обосновывается техническая возможность использования отработавшего ядерного топлива реактора ВВЭР- 1200 в качестве источника гамма-излучения в радиационных технологиях, не требующих больших поглощенных доз. Для определения мощности поглощенной дозы в облучаемых материалах от отработавшей тепловыделяющей сборки (ОТВС) применена программа EGSnrc, представляющая систему компьютерных кодов, которая образует универсальный пакет для моделирования методом Монте-Карло связанного переноса электронов и γ-квантов применительно к энергиям выше нескольких килоэлектронвольт. Предложена конструкция радиационной установки, в которой облучатель на основе ОТВС или составленный из ряда твэлов, находящийся на дне бассейна, для облучения может подниматься как выше уровня воды, так и при необходимости оставаться под ее поверхностью. При этом слой воды между облучателем и облучаемым материалом играет роль экрана, ослабляющего наведенную нейтронную активность до безопасного уровня. В некоторых случаях уменьшить толщину слоя воды позволяет растворенная в воде борная кислота. Представлены результаты оценки времени облучения материалов и толщины экрана.

 

Technical ability to use the VVER-1200 spent nuclear fuel as a source of γ-radiation to solve radiation technology problems is substantiated. The technology area for these sources is limited to the problems which do not require large absorbed doses. EGSnrs program is used to determine the absorbed dose in irradiated materials from the spent fuel assemblies (SFA). This program is a computer code system, which forms a versatile package for simulation by Monte Carlo method the bound transfer of electrons and gamma-rays with energy above a few keV. The design of the radiation installation with the irradiator based on the SFA or composed of a number of fuel rods is proposed. The irradiator is located on the bottom of the pool and can be raised above the water level, or remain under its surface, if necessary. This layer of water plays a role of the shield and decreases neutron activation of irradiated material to a safe level. In some cases, boric acid dissolved in water allows reduction of the thickness of the water layer. Results of the evaluation of materials irradiation time and the thickness of the water shield are presented.

 

реактор ВВЭРотработавшие тепловыделяющие сборки (ОТВС)наведенная активностьисточник гамма-излучениякоэффициенты выносамощность дозыконструкция радиационной установкизащитные экраныядерные реакцииVVER reactorspent fuel assemblies (SFA)induced activityγ-ray sourcecarrying out coefficientsdose powerdesign of radiation installationsshieldnuclear reactionsReferencesОценка технических возможностей использования отработавших тепловыделяющих сборок реактора ВВЭР- 1200 в качестве источника гамма-излучения для радиационно-технологических процессов / Л. И. Сальников [и др.] // Вес. Нац. акад. навук Беларусі. Сер. фiз-тэхн. навук. – 2014. – № 2. – С. 38–44.Salnikov L.I., Dneprovskaya N.M., Kuzmin A.V., Novikov I.A., Rubin I.E., Salnikova I.A., Tetereva N.A. Evaluation of the technical possibilities of using spent fuel assemblies VVER-1200 as a source of gamma radiation for radiation-technological processes. Vestsi Natsyyanal’nai akademii navuk Belarusi. Seryya fizika-tekhnichnykh navuk [Proceedings of the National Academy of Sciences of Belarus. Physical-technical series], 2014, no 2, pp. 38–44. (In Russian).Irradiation of Food Using Spent Nuclear Fuel / B. Betzler [et al.] // Trans. Amer. Nucl. Soc. – 2010. – Vol. 103. – P. 67–68.Betzler B., Hadgu H., Lawrence C., Orians M., Pavlou A., Poitrasson-Riviere A. Irradiation of Food Using Spent Nuclear Fuel. Transactions of the American Nuclear Society, 2010, vol. 103, pp. 67–68.EGSnrc: software tool to model radiation transport [Electronic resource] // National Research Council Canada. – Mode of access: http:// irs. inms. nrc. ca/software/egsnrc/. – Date of access: 10.06.2010.EGSnrc: software tool to model radiation transport. National Research Council Canada. Available at: http://irs.inms.nrc. ca/software/egsnrc/ (accessed 10 June 2010).Описание применения и инструкция для пользователя программой MCU-RFFI расчета методом Монте-Карло нейтронно-физических характеристик ядерных реакторов / Е. А. Гомин [и др.]. – М.: РНЦ «Курчатов. ин-т», 1994. – 63 с.Gomin E.A., Gurevich M.I., Maiorov L.V., Marin S.V. Application description and instruction for the user of the MCURFFI program of calculation by the Monte Carlo method of neutron and physical characteristics of nuclear reactors. Moscow, National Research Center “Kurchatov Institute”, 1994. 63 p. (In Russian).Залюбовский, И. И. Внешнее излучение контейнера сухого хранения отработавшего ядерного топлива ВВЭР- 1000 Запорожской АЭС / И. И. Залюбовский, С. А. Письменецкий, В. Г. Рудычев // Атом. энергия. – 2010. – Т. 109, вып. 6. – С. 324–329.Zalubovskii I.I., Pismeneckii S.A., Rudychev V.G. External radiation of a container used for dry storage of spent VVER- 1000 nuclear fuel from the Zaporozhie nuclear power plant. Atomic Energy, 2010, vol. 109, no. 6, pp. 396–403. Doi: 10.1007/ s10512–011–9374–8The NJOY Nuclear Data Processing System Version 91: report LA-12740-M / Los Alamos National Laboratory ; R. E. MacFarlane, D. W. Muir. – Los Alamos, 1994.MacFarlane R.E., Muir D.W. The NJOY Nuclear Data Processing System Version 91. Los Alamos National Laboratory report LA-12740-M, October 1994.

The authors declare that there are no conflicts of interest present.