О. Р. Трофименко1, І. М. Романенко1, М. І. Голюк1, Х. В. Грицюк1, П. М. Куцин1, А. В. Носовський1, 2,
Є. М. Письменний2, В. І. Гулік2
1 Інститут проблем безпеки АЕС НАН України,
вул. Лисогірська, 12, Київ, 03028, Україна
2 Національний технічний університет України
«Київський політехнічний інститут імені Ігоря Сікорського»,
просп. Перемоги, 37, Київ, 03056, Україна
DOI: doi.org/10.31717/2311-8253.21.1.4
Анотація
Поводження з відпрацьованим ядерним паливом є однією з найактуальніших проблем атомної енергетики України. Для вирішення цієї проблеми, а також для підвищення енергетичної незалежності України в зоні відчуження Чорнобильської АЕС завершується будівництво Централізованого сховища відпрацьованого ядерного палива (ЦСВЯП) для зберігання палива Хмельницької, Рівненської та Южно-Української АЕС із проектним терміном 100 років. Технологія ЦСВЯП базується на зберіганні тепловидільних збірок (ТВЗ) у вентильованих бетонних контейнерах HI-STORM виробництва компанії Holtec International. Довготривала експлуатація сховища відпрацьованого ядерного палива (СВЯП) потребує чіткого розуміння всіх процесів (теплогідравлічних, нейтронно-фізичних, процесів старіння тощо), що відбуваються в контейнерах HI-STORM. А цього неможливо досягти без моделювання вищенаведених процесів сучасними спеціалізованими програмами. Стаття присвячена розробці моделі перенесення гамма-квантів та нейтронів у системі зберігання HI-STORM. Модель була розроблена за допомогою сучасного Монте-Карло коду Serpent. Представлена модель складається з моделей 31 відпрацьованої ТВЗА 438МТ виробництва компанії ТВЕЛ, моделі БЦК-31 та моделі HI-STORM 190. Модель дозволяє виконувати широкий спектр наукових завдань, необхідних під час експлуатації ЦСВЯП.
Ключові слова: АЕС, відпрацьоване ядерне паливо, сховище, модель контейнера зберігання, Монте-Карло моделювання, Монте-Карло код Serpent.
Список використаної літератури
1. Country Statistics. Ukraine. Power Reactor Information System // IAEA Database on Nuclear Power Reactors / IAEA: official website. — Available at: https://pris.iaea.org/ PRIS/CountryStatistics/CountryDetails.aspx?current=UA.
2. Наказ Державного комітету ядерного регулювання України «Про затвердження “Основних положень забезпечення безпеки проміжних сховищ відпрацьованого ядерного палива сухого типу”» № 198 від 29.12.2004 // Офіційний вісник України. — 2005. — № 3. — С. 202.
3. Bruno J. Spent nuclear fuel and disposal / J. Bruno, L. Duro, F. Diaz-Maurin // Advances in Nuclear Fuel Chemistry, Woodhead Publishing Series in Energy. — 2020. — P. 527–553.
4. Högselius P. Spent nuclear fuel policies in historical perspective: An international comparison / P. Högselius // Energy Policy. — 2009. — Vol. 37, № 1. — P. 254–263.
5. Joyce M. Nuclear Fuel Reprocessing / M. Joyce // Nuclear Engineering, A Conceptual Introduction to Nuclear Power. — 2018. — P. 307–321.
6. Zohuri B. Nuclear fuel cycle and decommissioning / B. Zohuri // Nuclear Reactor Technology Development and Utilization, Woodhead Publishing Series in Energy. — 2020. — Р. 61–120.
7. Ковбасенко Ю. Определение изотопного состава отработавшего топлива РБМК для последующего анализа ядерной безопасности с учетом выгорания топлива / Ю. Ковбасенко, М. Еременко // Ядерна та радіаційна безпека. — 2011. — Вип. 2 (50). — С. 35–42.
8. Розробка моделі контейнера довгострокового зберігання відпрацьованих тепловидільних збірок реактора ВВЕР-1000 для програмного засобу ANSYS CFX / М. В. Франкова, Ю. Ю. Воробйов, М. П. Вишемірський, О. І. Жабін // Ядерна та радіаційна безпека. — 2017. — Вип. 2 (74). — С. 20–23.
9. Verification of dry storage cask loading using monoenergetic photon sources / C. Miller, C. Geddes, B. Ludewigt et al. // Annals of Nuclear Energy. — 2020. — Vol. 137. — P. 107091.
10. Herranz L. CFD analysis of a cask for spent fuel dry storage: Model fundamentals and sensitivity studies / L. Herranz, J. Penalva, F. Feria // Annals of Nuclear Energy. — 2015. — Vol. 76. — P. 54–62.
11. Borrelli R. Borated aluminum cask design for onsite intermediate storage: Neutronics design and certification analysis / R. Borrelli, M. Delligatti, B. Heidrich // Nuclear Engineering and Design. — 2020. — Vol. 363. — Р. 110666.
12. Spencer K. Optimization of dry cask loadings for used nuclear fuel management strategies / K. Spencer, P. Tsvetkov, J. Jarrell // Progress in Nuclear Energy. — 2018. — Vol. 108. — P. 11–25.
13. Managing Aging Effects on Dry Cask Storage Systems for Extended Long-Term Storage and Transportation of Used Fuel / O. Chopra, D. Diercks, R. Fabian et al. — U. S. Department of Energy, Argonne National Laboratory, 2014.
14. Звіт про НДР: Етап 5. Розробка рецептури спеціального бетону для заповнення контейнерів HI-STORM 190 / ІПБ АЕС НАН України. — Київ, 2019.
15. Wagner J. Review of Hybrid (Deterministic/Monte Carlo) Radiation Transport Methods, Codes, and Applications at Oak Ridge National Laboratory / J. Wagner, D. Peplow, S. Mosher, T. Evans // Progress in Nuclear Science and Technology. — 2011. — Vol. 2. — Р. 808–814.
16. Briesmeister J. MCNP-A General Monte Carlo Code N-Particle Transport Code Version 4A / J. Briesmeister. — LA-12625, Los-Alamos, USA, 1993. — 216 c.
17. Benchmark of Serpent-2 with MCNP: Application to European DEMO HCPB breeding blanket / Y. Lu, G. Zhou, F. Hernandez et al. // Fusion Engineering and Design. — 2020. — Vol. 155. — P. 111583.
18. Application of the MCNP 5 code to simulate the shielding features of concrete samples with different aggregates / M. Sayyed, K. Mahmoud, S. Islam et al. // Radiation Physics and Chemistry. — 2020. — Vol. 174. — P. 108925.
19. Benchmark evaluation of zero-power critical parameters for the Temelin VVER nuclear reactor using SERPENT & NESTLE and MCNP / O. Novak, L. Sklenka, O. Huml et al. // Nuclear Engineering and Design. — 2019. — Vol. 353. — P. 110243.
20. Sagadevan A. Information driven safeguards approach for remote monitoring system of dry cask storage / A. Sagadevan, S. Chirayath // Nuclear Instruments and Methods in Physics Research. Section A: Accelerators, Spectrometers, Detectors and Associated Equipment. — 2020. — Vol. 954. — P. 161737.
21. Optimization of Swiss used nuclear fuel canister for final repository: Homogeneous vs. mixed loading / D. Rochman, A. Vasiliev, H. Ferroukhi, M. Pecchia // Annals of Nuclear Energy. — 2020. — Vol. 148. — P. 107756.
22. The Serpent Monte Carlo code: Status, development and applications in 2013 / J. Leppänen, M. Pusa, T. Viitanen et al. // Annals of Nuclear Energy. — 2015. — Vol. 82. — P. 142–150.
23. Radiation shielding properties of a novel cement-basalt mixture for nuclear energy applications / C. Ipbüker, H. Nulk, V. Gulik et al. // Nuclear Engineering and Design. — 2015. — Vol. 284. — P. 27–37.
24. Radiation shielding properties of high performance concrete reinforced with basalt fibers infused with natural and enriched boron / E. Zorla, C. Ipbüker, A. Biland et al. // Nuclear Engineering and Design. — 2017. — Vol. 313. — P. 306–318.
25. Gulik V. Cost optimization of ADS design: Comparative study of externally driven heterogeneous and homogeneous two-zone subcritical reactor systems / V. Gulik, A. Tkaczyk // Nuclear Engineering and Design. — 2014. — Vol. 270. — P. 133–142.
26. HOLTEC HSP-170. Требования к готовым бетонным смесям и раствору применительно к СВБ категории.
27. Актуализированный предварительный отчет по анализу безопасности ЦХОЯТ // ДС-17/10–07. Глава 7. Биологическая защита. Редакция 1.
28. ДБН В 1.2–5.2007. Науково-технічний супровід будівельних об’єктів. — Київ: Мінрегіонбуд України, 2007.
Якщо стаття прийнята до друку в журналі «Ядерна енергетика та довкілля», автор має підписати угоду про передачу авторських прав. Угода надсилається на поштову (оригінал) або електронну адресу (сканована копія) Редакції журналу.
Всі матеріали поширюються на умовах ліцензії Creative Commons Attribution License International CC-BY, яка дозволяє іншим розповсюджувати роботу з визнанням авторства цієї роботи і першої публікації в цьому журналі.