SlideShare una empresa de Scribd logo
1 de 16
С.В. Купріянчук1, В.Г. Батій1, А.О. Сізов 1, С.С. Підберезний1, А.О.
Холодюк,1 Д.В. Федорченко 1,2
1 Інститут проблем безпеки АЕС НАН України, м. Чорнобиль
2 ННЦ «Харківський фізико – технічний інститут ” НАН України, м.
Харків
Централізоване сховище відпрацьованих
джерел іонізуючого випромінювання
2
Pu - 239 джерела швидких нейтронів
(ДШН -7 – ДШН – 9)
Тип
D(d),
мм
H(h),
мм
Потікшвидких
нейтронів,106с-1
АктивністьPu239,
1010Бк
ДШН–7 21(13) 31(13) 1,0 2,5
ДШН–8 24(16) 36(16) 2,0 5,0
ДШН-9 29(21) 39(21) 5,0 13,0
3
Модель контейнера для відпрацьованих
джерел швидких нейтронів
Вид загальний Розріз
Характеристики контейнера: Діаметр 1000 мм
Висота 915 мм
Товщина обичайки 6 мм
Захист парафін
Матеріал сталь 08Х18Н10Т
4
Модель пеналу для відпрацьованих
джерел швидких нейтронів
Пенал Касета з ДШН
Характеристики касети: Діаметр 183 мм
Висота 41 мм
Товщина обичайки 1 мм
Матеріал сталь 08Х18Н10Т 5
Компоновка касети джерел швидких
нейтронів
ДШН-8(28шт) ДШН-8 (28шт)
ДШН-7(7шт) ДШН-7 (14 шт)
6
Модель контейнера та “макроджерела”
для розрахунків
Модель для розрахунку MCNP Модель для розрахунку Scale
7
Ізотопний склад Pu – Be джерел
8
Спектр швидких нейтронів Pu-Be джерел
9
Результати розрахунків потужності
ефективної дози
10
Результати розрахунків потужності
ефективної дози
11
Активність продуктів розпаду плутонію та
максимальна гамма-активність при
довготерміновому зберіганні
12
Розрахунок потужності ефективної дози
при зберіганні контейнера в сховищі
Модель контейнера Поперечний переріз
13
Результати розрахунку потужності
ефективної дози
Потужність ефективної дози на висоті 10 см над верхньою
плитою сховища, мЗв/год
14
Висновки
• В даній роботі був розроблений чіткий методичний підхід, в якому
враховувалися всі аспекти, як тип та конструкція нейтронних джерел, їх
розташування в контейнері, конструкція, та матеріали контейнера,
плановий строк зберігання джерел, деталі умови зберігання, чисельні
критерії безпечного зберігання, яка формулює багатогранну та
багатопереметричну задачу, набагато складнішу за задачу розрахунку
контейнера гамма – джерел;
• Результати розрахунків повинні використовуватися для оцінки дозових
навантажень при плануванні безпечного виконання робіт.
15
Дякую за увагу!

Más contenido relacionado

Más de Ukrainian Nuclear Society

Формування організаційно-правових засад та створення інфраструктури для повод...
Формування організаційно-правових засад та створення інфраструктури для повод...Формування організаційно-правових засад та створення інфраструктури для повод...
Формування організаційно-правових засад та створення інфраструктури для повод...Ukrainian Nuclear Society
 
Поводження з ВЯП АЕС України. Поточний стан та довгострокова стратегія
Поводження з ВЯП АЕС України. Поточний стан та довгострокова стратегіяПоводження з ВЯП АЕС України. Поточний стан та довгострокова стратегія
Поводження з ВЯП АЕС України. Поточний стан та довгострокова стратегіяUkrainian Nuclear Society
 
Проблеми розвитку уранової промисловості
Проблеми розвитку уранової промисловостіПроблеми розвитку уранової промисловості
Проблеми розвитку уранової промисловостіUkrainian Nuclear Society
 
Аналітичні звіти та доробки WNA щодо ядерного паливного циклу
Аналітичні звіти та доробки WNA щодо ядерного паливного циклуАналітичні звіти та доробки WNA щодо ядерного паливного циклу
Аналітичні звіти та доробки WNA щодо ядерного паливного циклуUkrainian Nuclear Society
 
Результати досліджень ÚJV Řež, a. s. щодо стратегії IVMR та можливості її зас...
Результати досліджень ÚJV Řež, a. s. щодо стратегії IVMR та можливості її зас...Результати досліджень ÚJV Řež, a. s. щодо стратегії IVMR та можливості її зас...
Результати досліджень ÚJV Řež, a. s. щодо стратегії IVMR та можливості її зас...Ukrainian Nuclear Society
 
Програма подовження експлуатації енергоблоків ВВЕР: що далі?
Програма подовження експлуатації енергоблоків ВВЕР: що далі?Програма подовження експлуатації енергоблоків ВВЕР: що далі?
Програма подовження експлуатації енергоблоків ВВЕР: що далі?Ukrainian Nuclear Society
 
Перспективний напрямок співробітництва НАЕК "Енергоатом" з компанією Holtec I...
Перспективний напрямок співробітництва НАЕК "Енергоатом" з компанією Holtec I...Перспективний напрямок співробітництва НАЕК "Енергоатом" з компанією Holtec I...
Перспективний напрямок співробітництва НАЕК "Енергоатом" з компанією Holtec I...Ukrainian Nuclear Society
 
Впровадження технологій малих модульних реакторів SMR-160: підготовчі заходи ...
Впровадження технологій малих модульних реакторів SMR-160: підготовчі заходи ...Впровадження технологій малих модульних реакторів SMR-160: підготовчі заходи ...
Впровадження технологій малих модульних реакторів SMR-160: підготовчі заходи ...Ukrainian Nuclear Society
 
Підготовка нормативної бази для впровадження малих модульних реакторів
Підготовка нормативної бази для впровадження малих модульних реакторівПідготовка нормативної бази для впровадження малих модульних реакторів
Підготовка нормативної бази для впровадження малих модульних реакторівUkrainian Nuclear Society
 
Дорфман А. О. - Розрахунок радіонуклідних векторів при характеризації РАВ з АЕС
Дорфман А. О. - Розрахунок радіонуклідних векторів при характеризації РАВ з АЕСДорфман А. О. - Розрахунок радіонуклідних векторів при характеризації РАВ з АЕС
Дорфман А. О. - Розрахунок радіонуклідних векторів при характеризації РАВ з АЕСUkrainian Nuclear Society
 
Донской Д. А. - Анализ безопасности реакторов малой мощности на легкой воде
Донской Д. А. - Анализ безопасности реакторов малой мощности на легкой водеДонской Д. А. - Анализ безопасности реакторов малой мощности на легкой воде
Донской Д. А. - Анализ безопасности реакторов малой мощности на легкой водеUkrainian Nuclear Society
 
Berková E. - Algorithm of unsteady 1d calculation for feed water temperature ...
Berková E. - Algorithm of unsteady 1d calculation for feed water temperature ...Berková E. - Algorithm of unsteady 1d calculation for feed water temperature ...
Berková E. - Algorithm of unsteady 1d calculation for feed water temperature ...Ukrainian Nuclear Society
 
Бочаров М. О. - Модернизация системы САОЗ для более эффективной работы при ав...
Бочаров М. О. - Модернизация системы САОЗ для более эффективной работы при ав...Бочаров М. О. - Модернизация системы САОЗ для более эффективной работы при ав...
Бочаров М. О. - Модернизация системы САОЗ для более эффективной работы при ав...Ukrainian Nuclear Society
 
Аніпченко Д. О. - Оновлення комутаційного обладнання за програмою ретрофіт
Аніпченко Д. О. - Оновлення комутаційного обладнання за програмою ретрофітАніпченко Д. О. - Оновлення комутаційного обладнання за програмою ретрофіт
Аніпченко Д. О. - Оновлення комутаційного обладнання за програмою ретрофітUkrainian Nuclear Society
 
Здебор Ян - Ядерные технологии в Чешской Республике
Здебор Ян - Ядерные технологии в Чешской РеспубликеЗдебор Ян - Ядерные технологии в Чешской Республике
Здебор Ян - Ядерные технологии в Чешской РеспубликеUkrainian Nuclear Society
 
Залізняк І. Ю. - Аналіз системи тепловізійного обстеження силових трансформат...
Залізняк І. Ю. - Аналіз системи тепловізійного обстеження силових трансформат...Залізняк І. Ю. - Аналіз системи тепловізійного обстеження силових трансформат...
Залізняк І. Ю. - Аналіз системи тепловізійного обстеження силових трансформат...Ukrainian Nuclear Society
 
Юндин В. В. - Проблемы действующих на АЭС деаэраторов и способы их решения
Юндин В. В. - Проблемы действующих на АЭС деаэраторов и способы их решенияЮндин В. В. - Проблемы действующих на АЭС деаэраторов и способы их решения
Юндин В. В. - Проблемы действующих на АЭС деаэраторов и способы их решенияUkrainian Nuclear Society
 
Vašíčková K. - Concentrating solar power
Vašíčková K. - Concentrating solar powerVašíčková K. - Concentrating solar power
Vašíčková K. - Concentrating solar powerUkrainian Nuclear Society
 
Таякин В. С. - Исследование герметичности энергоарматуры
Таякин В. С. - Исследование герметичности энергоарматурыТаякин В. С. - Исследование герметичности энергоарматуры
Таякин В. С. - Исследование герметичности энергоарматурыUkrainian Nuclear Society
 
Šimeček K. - Stress analysis of supporting elements of a nuclear reactor VVER...
Šimeček K. - Stress analysis of supporting elements of a nuclear reactor VVER...Šimeček K. - Stress analysis of supporting elements of a nuclear reactor VVER...
Šimeček K. - Stress analysis of supporting elements of a nuclear reactor VVER...Ukrainian Nuclear Society
 

Más de Ukrainian Nuclear Society (20)

Формування організаційно-правових засад та створення інфраструктури для повод...
Формування організаційно-правових засад та створення інфраструктури для повод...Формування організаційно-правових засад та створення інфраструктури для повод...
Формування організаційно-правових засад та створення інфраструктури для повод...
 
Поводження з ВЯП АЕС України. Поточний стан та довгострокова стратегія
Поводження з ВЯП АЕС України. Поточний стан та довгострокова стратегіяПоводження з ВЯП АЕС України. Поточний стан та довгострокова стратегія
Поводження з ВЯП АЕС України. Поточний стан та довгострокова стратегія
 
Проблеми розвитку уранової промисловості
Проблеми розвитку уранової промисловостіПроблеми розвитку уранової промисловості
Проблеми розвитку уранової промисловості
 
Аналітичні звіти та доробки WNA щодо ядерного паливного циклу
Аналітичні звіти та доробки WNA щодо ядерного паливного циклуАналітичні звіти та доробки WNA щодо ядерного паливного циклу
Аналітичні звіти та доробки WNA щодо ядерного паливного циклу
 
Результати досліджень ÚJV Řež, a. s. щодо стратегії IVMR та можливості її зас...
Результати досліджень ÚJV Řež, a. s. щодо стратегії IVMR та можливості її зас...Результати досліджень ÚJV Řež, a. s. щодо стратегії IVMR та можливості її зас...
Результати досліджень ÚJV Řež, a. s. щодо стратегії IVMR та можливості її зас...
 
Програма подовження експлуатації енергоблоків ВВЕР: що далі?
Програма подовження експлуатації енергоблоків ВВЕР: що далі?Програма подовження експлуатації енергоблоків ВВЕР: що далі?
Програма подовження експлуатації енергоблоків ВВЕР: що далі?
 
Перспективний напрямок співробітництва НАЕК "Енергоатом" з компанією Holtec I...
Перспективний напрямок співробітництва НАЕК "Енергоатом" з компанією Holtec I...Перспективний напрямок співробітництва НАЕК "Енергоатом" з компанією Holtec I...
Перспективний напрямок співробітництва НАЕК "Енергоатом" з компанією Holtec I...
 
Впровадження технологій малих модульних реакторів SMR-160: підготовчі заходи ...
Впровадження технологій малих модульних реакторів SMR-160: підготовчі заходи ...Впровадження технологій малих модульних реакторів SMR-160: підготовчі заходи ...
Впровадження технологій малих модульних реакторів SMR-160: підготовчі заходи ...
 
Підготовка нормативної бази для впровадження малих модульних реакторів
Підготовка нормативної бази для впровадження малих модульних реакторівПідготовка нормативної бази для впровадження малих модульних реакторів
Підготовка нормативної бази для впровадження малих модульних реакторів
 
Дорфман А. О. - Розрахунок радіонуклідних векторів при характеризації РАВ з АЕС
Дорфман А. О. - Розрахунок радіонуклідних векторів при характеризації РАВ з АЕСДорфман А. О. - Розрахунок радіонуклідних векторів при характеризації РАВ з АЕС
Дорфман А. О. - Розрахунок радіонуклідних векторів при характеризації РАВ з АЕС
 
Донской Д. А. - Анализ безопасности реакторов малой мощности на легкой воде
Донской Д. А. - Анализ безопасности реакторов малой мощности на легкой водеДонской Д. А. - Анализ безопасности реакторов малой мощности на легкой воде
Донской Д. А. - Анализ безопасности реакторов малой мощности на легкой воде
 
Berková E. - Algorithm of unsteady 1d calculation for feed water temperature ...
Berková E. - Algorithm of unsteady 1d calculation for feed water temperature ...Berková E. - Algorithm of unsteady 1d calculation for feed water temperature ...
Berková E. - Algorithm of unsteady 1d calculation for feed water temperature ...
 
Бочаров М. О. - Модернизация системы САОЗ для более эффективной работы при ав...
Бочаров М. О. - Модернизация системы САОЗ для более эффективной работы при ав...Бочаров М. О. - Модернизация системы САОЗ для более эффективной работы при ав...
Бочаров М. О. - Модернизация системы САОЗ для более эффективной работы при ав...
 
Аніпченко Д. О. - Оновлення комутаційного обладнання за програмою ретрофіт
Аніпченко Д. О. - Оновлення комутаційного обладнання за програмою ретрофітАніпченко Д. О. - Оновлення комутаційного обладнання за програмою ретрофіт
Аніпченко Д. О. - Оновлення комутаційного обладнання за програмою ретрофіт
 
Здебор Ян - Ядерные технологии в Чешской Республике
Здебор Ян - Ядерные технологии в Чешской РеспубликеЗдебор Ян - Ядерные технологии в Чешской Республике
Здебор Ян - Ядерные технологии в Чешской Республике
 
Залізняк І. Ю. - Аналіз системи тепловізійного обстеження силових трансформат...
Залізняк І. Ю. - Аналіз системи тепловізійного обстеження силових трансформат...Залізняк І. Ю. - Аналіз системи тепловізійного обстеження силових трансформат...
Залізняк І. Ю. - Аналіз системи тепловізійного обстеження силових трансформат...
 
Юндин В. В. - Проблемы действующих на АЭС деаэраторов и способы их решения
Юндин В. В. - Проблемы действующих на АЭС деаэраторов и способы их решенияЮндин В. В. - Проблемы действующих на АЭС деаэраторов и способы их решения
Юндин В. В. - Проблемы действующих на АЭС деаэраторов и способы их решения
 
Vašíčková K. - Concentrating solar power
Vašíčková K. - Concentrating solar powerVašíčková K. - Concentrating solar power
Vašíčková K. - Concentrating solar power
 
Таякин В. С. - Исследование герметичности энергоарматуры
Таякин В. С. - Исследование герметичности энергоарматурыТаякин В. С. - Исследование герметичности энергоарматуры
Таякин В. С. - Исследование герметичности энергоарматуры
 
Šimeček K. - Stress analysis of supporting elements of a nuclear reactor VVER...
Šimeček K. - Stress analysis of supporting elements of a nuclear reactor VVER...Šimeček K. - Stress analysis of supporting elements of a nuclear reactor VVER...
Šimeček K. - Stress analysis of supporting elements of a nuclear reactor VVER...
 

куприянчук 20.10.2017

Notas del editor

  1. Крім того, за даними 2015 року в Україні використовується біля 600 нейтронних джерел, які можуть бути передані на зберігання в централізоване сховище для довгострокового зберігання відпрацьованих джерел іонізуючого випромінювання (ЦСВДІВ), яке споруджене на комплексі виробництва "Вектор" у зоні відчуження.
  2. Отже, однією з важливих та проблемних задач для відновлення навколишнього середовища є створення контейнерів для довготермінового зберігання джерел швидких нейтронів, найбільш поширеними з яких є Pu-Be джерела : ДШН – 7, ДШН - 8 та ДШН – 9. Загальний вид ДШН - 7 - ДШН - 9 та їхні основні характеристики зображені на слайді 4.
  3. Головними складовими частинами типового захисного контейнера для зберігання ДШН є корпус з нержавіючої сталі, між зовнішньою та внутрішньою оболонками якого знаходиться водневовмісний наповнювач (зазвичай – парафін). Всередині контейнеру знаходиться пенал з касетами для розміщення нейтронних джерел.
  4. Касета представляю собою два циліндра різних діаметрів, які з'єднані між собою металевими перегородками, що утворюють сегменти. Задача розміщення джерел в сегменті касети не має строгого математичного рішення, тому був використаний метод графічного підбору за допомогою програм КОМПАС 3D та 3dsMax. Також було виконано, методом підстановки, оптимальне заповнення касети різними типами джерел, а саме ДШН-7 та ДШН-8, які мають різні розміри.
  5. Також було виконано, методом підстановки, оптимальне заповнення касети різними типами джерел, а саме ДШН-7 та ДШН-8, які мають різні розміри.
  6. Найбільш прийнятним варіантом може бути сталевий корпус заданих розмірів з циліндричною порожниною, в яку може бути вставлено від 1 до 4 циліндричних джерел (дисків), що представляють собою віртуальні "макроджерела" (рівномірну суміш матеріалів касети і матеріалів джерела, рівномірно розподіленим по всьому об'єму касети). З консервативних міркувань "макроджерело" було змодельоване, як касета заповнена максимально активними джерелами, тобто ДШН - 9. Вихід нейтронів - 5,04108 н/с.