Добірка наукової літератури з теми "Трансмутація відпрацьованого ядерного палива"

Описано установку, призначену для інструментального контролю глибини вигоряння відпрацьованих тепловидільних збірок (УКГВ) у реакторі РВПК-1000 — технологічної операції, що проводиться з відпрацьованими тепловидільними збірками в сховищі відпрацьованого ядерного палива № 1 з метою підтвердження наявності відпрацьованого ядерного палива (ВЯП) у тепловидільних збірках і визначення глибини вигоряння ВЯП. Розроблено методику оцінки глибини вигорання ВЯП з межею основної відносної похибки вимірювання не більше за 10 % при довірчій ймовірності 0,95 %. Наведено технічні характеристики, структуру, функціонування технічних засобів УКГВ.

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.

У рамках участі України в міжнародному проекті МАГАТЕ з інноваційних реакторних установок та ядерно-паливних циклів INPRO виконано порівняльну оцінку варіантів конфігурацій ЯПЦ на основі перспективних реакторних установок III+ та IV поколінь. Критеріями оцінки є зведена вартість виробленої електроенергії, споживання природного урану та накопичення відпрацьованого ядерного палива. Оцінки виконано з урахуванням прогнозної динаміки споживання електроенергіїв Україні до 2100 року та з використанням розробленої у рамках співпраці з МАГАТЕ моделі енергетичної системи України для коду MESSAGE. Показано можливість перспективного розвитку ядерної генерації України на основі інноваційних реакторних установок на воді з надкритичними параметрами з одночасним скороченням об’ємів накопичення відпрацьованого ядерного палива та зниженням зведеної вартості виробленої АЕС електроенергії.

Аналізуючи ядерну безпеку сховищ відпрацьованого ядерного палива з урахуванням вигоряння палива (burnup credit), необхідно враховувати розподіл вигоряння по довжині касети. Найпростіше та водночас консервативно можна прийняти вигоряння по довжині відпрацьованих ТВЗ однаковим й рівним середньому вигорянню на найменш вигорілих кінцевих ділянках. Однак це призводить до заниження вигоряння по касеті порівняно з реальним середнім значенням у 1,5—2,5 раза. Для зняття надлишкового консерватизму, закладеного в такому підході, пропонується метод консервативного врахування аксіального профілю розподілу вигоряння по довжині ТВЗ. Заснований на результатах аналізу аксіальних профілів розподілу вигоряння відпрацьованих ТВЗ, цей метод може використовуватися в обґрунтуванні ядерної безпеки систем поводження й зберігання відпрацьованого палива.

Для визначення параметрів глибинного сховища радіоактивних відходів і відпрацьованого ядерного палива розроблено математичну модель теплофізичних процесів, що протікають в каністрах, тунелях та в гранітному масиві, що вміщує сховище. Вибрано схему геологічного сховища й розраховано його параметри.

Розглядається можливість застосування повітряного інфрачервоного моніторингу об’єктів ядерного паливного циклу, зокрема в Україні, на прикладі сухого сховища відпрацьованого ядерного палива Запорізької атомної електростанції. Впровадження інфрачервоного аерознімання забезпечує додаткову інформацію про стан об’єктів моніторингу, засновану на принципово інших фізичних принципах, ніж в існуючих системах. Представлено моделі застосування та технічні вимоги до сучасних зразків інфрачервоної знімальної апаратури та її малогабаритних безпілотних носіїв.

Розроблено методику визначення еквівалентної теплопровідності герметичної корзини зберігання відпрацьованого ядерного палива на основі розв’язання оберненої спряженої задачі теплоперенесення. Визначено еквівалентну теплопровідність корзини зберігання контейнера, що експлуатується на Запорізькій АЕС. Досліджено вплив вибору місцерозташування реперних точок на отримане значення еквівалентної теплопровідності.

На плутоній-берилієвому джерелі нейтронів і на реакторі ИР-100 досліджено нейтронно-захисні властивості гідридів титану та цирконію з підвищеним вмістом водню. Підтверждено їх високі нейтронно-захисні властивості порівняно з матеріалом RX-277, який використовується в контейнерах сухого зберігання відпрацьованого ядерного палива.

Наведено аналіз протікання процесів у басейні витримки (БВ) відпрацьованого ядерного палива в процесі моделювання БВ з використанням комп’ютерного коду MELCOR 1.8.5 та опцій для реакторів BWR і PWR. Перехідні процеси розглянуто для вихідної події «Втрата тепловідведення від басейну витримки», визначено основні відмінності за часовими рамками і процесами, що відбуваються у БВ.

Відображено основні положення фізико-технічного обґрунтування і застосування гарячого ізостатичного пресування (ГІП) для вирішення проблеми надійної консолідації радіоактивних відходів атомної енергетики. Розглянуто різні технологічні схеми для реалізації процесу ГІП, який пропонується використовувати як для іммобілізації радіоактивних відходів у захисні матриці, так і капсулювання відпрацьованого ядерного палива захисні контейнери. Представлено основні результати науково-технологічних розробок і досліджень у цьому напрямку.

Дисертацію присвячено впровадженню системи сповільнення швидких нейтронів в підкритичних ядерних установках, керованих зовнішнім джерелом, виконаної із вторинно переробленого поліетилентерефталату. У дисертації визначено показники безпеки функціонування підкритичних систем з пластиковим сповільнювачем, доведено можливість застосування вторинного полімеру в якості сповільнювача швидких нейронів та встановлено залежність коефіцієнту пропускання іонізуючого випромінювання від циклу переробки матеріалу захисного шару. Визначено, що економічна ефективність використання вторинної сировини з врахуванням збільшення кількості полімеру в 1,3 рази в порівнянні з еталонним поліетиленом, окреслюється економією капіталовкладень у розмірі 1 197 683 грн на момент проведення розрахунку. Отримано залежністькоефіцієнту пропускання іонізуючого випромінювання від товщини зовнішнього шару сповільнювача після циклічних етапів переробки, яка описується поліномом 3-го порядку. Виявлено, що допустима кількість циклів переробки для поліетилентерефталату становить три, при якій товщина сповільнювача становитиме 750 мм. При подальших циклах переробки використання вторинної сировини економічно недоцільне. Розроблений стартап-проект реалізації технології на вітчизняному ринку прогнозує отримання разового прибутку у розмірі близько 800 тис. грн протягом 1 року від дати отримання сертифікату відповідності.
The dissertation is devoted to the introduction of a fast neutron slowdown system in subcritical nuclear installations controlled by an external source made from recycled polyethylene terephthalate. The dissertation defines the performance indicators of subcritical systems with plastic moderator, proved the possibility of using the secondary polymer as a moderator of fast neurons, and the dependence of the ionizing radiation transmittance coefficient on the cycle of processing the material of the protective layer has been established. It is determined that the economic efficiency of the use of secondary raw materials, taking into account the increase in the amount of polymer in 1,3 times compared with the reference polyethylene, is defined by the savings of investments in the amount of 1 197 683 UAH at the time of calculation. The dependence of transmittance coefficient of ionizing radiation on the thickness of the outer layer of the retarder after the cyclic stages of processing, which is described by the polynomial of the 3rd order, is obtained.It was found that the permissible number of recycling cycles for polyethylene terephthalate is three, in which the thickness of the moderator will be 750 mm. In subsequent cycles of recycling, the use of secondary raw materials will be economically impractical. The developed start-up project of technology implementation on the domestic market predicts a one-time profit of about 800 thousand UAH for 1 year from the date of receipt of the certificate of conformity.
Диссертация посвящена внедрению системы замедления быстрых нейтронов в подкритических ядерных установках, управляемых внешним источником, выполненной из вторично переработанного полиэтилентерефталата. В диссертации определены показатели безопасности функционирования подкритических систем с пластиковым замедлителем, доказана возможность применения вторичного полимера в качестве замедлителя быстрых нейронов и установлена зависимость коэффициента пропускания ионизирующего излучения от цикла переработки материала защитного слоя. Определено, что экономическая эффективность использования вторичного сырья с учетом увеличения количества полимера в 1,3 раза в сравнении с эталонным полиэтиленом, определяется экономией капиталовложений в размере 1 197 683 грн на момент проведения расчета. Получена зависимость коэффициента пропускания ионизирующего излучения от толщины внешнего слоя замедлителя после циклических этапов переработки, которая описывается полиномом 3-го порядка. Выявлено, что допустимое количество циклов переработки для полиэтилентерефталата составляет три, при котором толщина замедлителя составит 750 мм. При последующих циклах переработки использование вторичного сырья экономически нецелесообразно. Разработанстартап-проект реализации технологии на отечественном рынке прогнозирует получение разового дохода в размере около 800 тыс. грн в течение 1 года от даты получения сертификата соответствия.

Захаренко, М. В. Будівництво комплексу інженерно-технічних засобів перевезення відпрацьованого ядерного палива : випускна кваліфікаційна робота : 192 «Будівництво та цивільна інженерія» / М. В. Захаренко ; керівник роботи Т. Р. Ганєєв ; НУ "Чернігівська політехніка", кафедра технологій зварювання та будівництва . – Чернігів, 2021. – 29 с.
Метою будівництва є забезпечення безперервного контролю за місцезнаходженням вагона-контейнера з відпрацьованим ядерним паливом (ВЯП) під час його перевезення, станом його безпеки, а також для взаємодії та зв'язку з особами, що супроводжують вагон-контейнер і, найголовніше, будівництво об`єкту забезпечить заходи та уникнення загрози виникнення надзвичайних ситуацій техногенного і природного характеру при перевезенні ВЯП та підвищить екологічну безпеку. Об’єкт забезпечить фізичний захист об'єкту згідно з Законом України “Про фізичний захист ядерних установок, ядерних матеріалів, радіоактивних відходів, інших джерел іонізуючого випромінювання” від19.10.2000 № 2064-III .
The purpose of construction is to ensure continuous monitoring of the location of the container car with spent nuclear fuel (SNF) during its transportation, the state of its safety, as well as for interaction and communication with persons accompanying the container car and, most importantly, the construction of The project will provide measures and avoid the threat of emergencies of man-made and natural nature during the transportation of spent fuel and increase environmental safety. The facility will provide physical protection of the facility in accordance with the Law of Ukraine “On Physical Protection of Nuclear Installations, Nuclear Materials, Radioactive Waste, Other Sources of Ionizing Radiation” of October 19, 2000 № 2064-III.