Исследование в обоснование ядерной и радиационной безопасности при обращении с КЭТВС СНУП с МА со СНУП топливом

Объектом исследования является система хранения и транспортирования ядерного топлива энергоблока № 4 Белоярской АЭС. Цель работы – обоснование ядерной безопасности при обращении с экспериментальной тепловыделяющей сборкой КЭТВС СНУП с МА, содержащей твэлы со СНУП топливом, при хранении и транспортировании по технологической цепочке энергоблока № 4 Белоярской АЭС. Для свежего топлива рассмотрены следующие места хранения – хранилище свежего топлива, внутриобъектовый транспортный упаковочный комплект, барабан свежих сборок, барабан отработавших сборок и бассейн выдержки. Для облученного топлива рассмотрены следующие места хранения – барабан отработавших сборок, бассейн выдержки. Изложен методический подход к трехмерным расчетам нейтронно-физических характеристик методом Монте-Карло. В рамках аттестованного программного комплекса MCU-RFFI/A разработаны и представлены модели, позволяющие проводить расчетное моделирование всех мест хранения КЭТВС СНУП с МА. Проведены расчеты коэффициента размножения нейтронов и анализ ядерной безопасности в условиях нормальной эксплуатации и в аварийных ситуациях.