Аналіз деяких програм використовуваних для оцінки радіаційних параметрів відпрацьованого ядерного палива
The radiation parameters such as radionuclide content and activities, fluxes and energy spectrum of gamma and neutrons of spent nuclear fuel are essential when planning further spent fuel management options – interim wet or dry storage or disposal into a geological repository. Radiation parameters d...
Збережено в:
| Дата: | 2019 |
|---|---|
| Автори: | , , , |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | English |
| Опубліковано: |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety
2019
|
| Онлайн доступ: | https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/174 |
| Теги: |
Додати тег
Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
|
| Назва журналу: | Nuclear and Radiation Safety |
Репозиторії
Nuclear and Radiation Safety| id |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-174 |
|---|---|
| record_format |
ojs |
| institution |
Nuclear and Radiation Safety |
| collection |
OJS |
| language |
English |
| format |
Article |
| author |
Smaizys, A. Narkunas, E. Rudychev, V. Rudychev, Y. |
| spellingShingle |
Smaizys, A. Narkunas, E. Rudychev, V. Rudychev, Y. Аналіз деяких програм використовуваних для оцінки радіаційних параметрів відпрацьованого ядерного палива |
| author_facet |
Smaizys, A. Narkunas, E. Rudychev, V. Rudychev, Y. |
| author_sort |
Smaizys, A. |
| title |
Аналіз деяких програм використовуваних для оцінки радіаційних параметрів відпрацьованого ядерного палива |
| title_short |
Аналіз деяких програм використовуваних для оцінки радіаційних параметрів відпрацьованого ядерного палива |
| title_full |
Аналіз деяких програм використовуваних для оцінки радіаційних параметрів відпрацьованого ядерного палива |
| title_fullStr |
Аналіз деяких програм використовуваних для оцінки радіаційних параметрів відпрацьованого ядерного палива |
| title_full_unstemmed |
Аналіз деяких програм використовуваних для оцінки радіаційних параметрів відпрацьованого ядерного палива |
| title_sort |
аналіз деяких програм використовуваних для оцінки радіаційних параметрів відпрацьованого ядерного палива |
| title_alt |
Analysis of Some Computer Codes Used for Evaluation of Spent Nuclear Fuel Radiation Parameters |
| description |
The radiation parameters such as radionuclide content and activities, fluxes and energy spectrum of gamma and neutrons of spent nuclear fuel are essential when planning further spent fuel management options – interim wet or dry storage or disposal into a geological repository. Radiation parameters determine the design of a storage or disposal facility, what materials, structures and thicknesses of structures should be used to provide adequate biological shielding.
Experimental measurements of spent fuel radiation parameters are rather complicated and expensive, therefore numerical methods are widely used. Various computer codes (APOLLO, BOXER, CASMO, FISPACT, ORIGEN-S, WIMS, etc.) have been developed to simulate the irradiation processes of nuclear fuel and to obtain resulting radiation parameters. Irrespective of the used computer code, the input data firstly must be entered into that code. When simulating nuclear fuel irradiation and burn-up in the reactor core, the geometrical parameters of the fuel assembly, materials’ data (chemical compositions, densities), the operating parameters of the reactor (power, operation time, coolant parameters, etc.) shall be entered into the program as initial data. Fairly often approximations of the input data are performed, for example, fuel rods in a fuel assembly are homogenized and geometrically described as a solid cylinder, the reactor operation time is assumed as continuous and at constant power. The particularity of the input data and accepted assumptions depend on what initial information is available and on the capabilities of the computer code. The modelled spent fuel radiation parameters depend not only on the input data and assumptions, but also on the cross-section databases that are used in computer codes. Computer codes TRITON, ORIGEN-S and FISPACT have been used to model the concentration of actinides and fission products in the spent fuel from the RBMK-1000 reactor. The obtained results are compared and possible reasons for the differences in the modelling results are discussed. |
| publisher |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety |
| publishDate |
2019 |
| url |
https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/174 |
| work_keys_str_mv |
AT smaizysa analysisofsomecomputercodesusedforevaluationofspentnuclearfuelradiationparameters AT narkunase analysisofsomecomputercodesusedforevaluationofspentnuclearfuelradiationparameters AT rudychevv analysisofsomecomputercodesusedforevaluationofspentnuclearfuelradiationparameters AT rudychevy analysisofsomecomputercodesusedforevaluationofspentnuclearfuelradiationparameters AT smaizysa analízdeâkihprogramvikoristovuvanihdlâocínkiradíacíjnihparametrívvídpracʹovanogoâdernogopaliva AT narkunase analízdeâkihprogramvikoristovuvanihdlâocínkiradíacíjnihparametrívvídpracʹovanogoâdernogopaliva AT rudychevv analízdeâkihprogramvikoristovuvanihdlâocínkiradíacíjnihparametrívvídpracʹovanogoâdernogopaliva AT rudychevy analízdeâkihprogramvikoristovuvanihdlâocínkiradíacíjnihparametrívvídpracʹovanogoâdernogopaliva |
| first_indexed |
2024-09-01T17:39:17Z |
| last_indexed |
2024-09-01T17:39:17Z |
| _version_ |
1809016273586094080 |
| spelling |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-1742019-10-03T10:31:01Z Analysis of Some Computer Codes Used for Evaluation of Spent Nuclear Fuel Radiation Parameters Аналіз деяких програм використовуваних для оцінки радіаційних параметрів відпрацьованого ядерного палива Smaizys, A. Narkunas, E. Rudychev, V. Rudychev, Y. The radiation parameters such as radionuclide content and activities, fluxes and energy spectrum of gamma and neutrons of spent nuclear fuel are essential when planning further spent fuel management options – interim wet or dry storage or disposal into a geological repository. Radiation parameters determine the design of a storage or disposal facility, what materials, structures and thicknesses of structures should be used to provide adequate biological shielding. Experimental measurements of spent fuel radiation parameters are rather complicated and expensive, therefore numerical methods are widely used. Various computer codes (APOLLO, BOXER, CASMO, FISPACT, ORIGEN-S, WIMS, etc.) have been developed to simulate the irradiation processes of nuclear fuel and to obtain resulting radiation parameters. Irrespective of the used computer code, the input data firstly must be entered into that code. When simulating nuclear fuel irradiation and burn-up in the reactor core, the geometrical parameters of the fuel assembly, materials’ data (chemical compositions, densities), the operating parameters of the reactor (power, operation time, coolant parameters, etc.) shall be entered into the program as initial data. Fairly often approximations of the input data are performed, for example, fuel rods in a fuel assembly are homogenized and geometrically described as a solid cylinder, the reactor operation time is assumed as continuous and at constant power. The particularity of the input data and accepted assumptions depend on what initial information is available and on the capabilities of the computer code. The modelled spent fuel radiation parameters depend not only on the input data and assumptions, but also on the cross-section databases that are used in computer codes. Computer codes TRITON, ORIGEN-S and FISPACT have been used to model the concentration of actinides and fission products in the spent fuel from the RBMK-1000 reactor. The obtained results are compared and possible reasons for the differences in the modelling results are discussed. Радіаційні параметри відпрацьованого ядерного палива, такі як радіонуклідний склад та активність, потоки та енергетичні спектри гамма квантів і нейтронів, є суттєвими при плануванні подальших кроків поводження з відпрацьованим паливом - тимчасового мокрого чи сухого зберігання або поміщення до геологічного могильнику. Радіаційні параметри, при проектуванні сховища або могильника, визначають конструктивні рішення, які матеріали, товщини конструкцій потрібно використовувати для забезпечення біологічного захисту. Експериментальні вимірювання радіаційних параметрів відпрацьованого палива є досить складними і коштовними, тому широко використовуються чисельні методи. Розроблено різні комп'ютерні програми (APOLLO, BOXER, CASMO, FISPACT, ORIGEN-S, WIMS і ін.) Для моделювання процесів опромінення ядерного палива та отримання радіаційних параметрів. Незалежно від використовуваної комп'ютерної програми, спочатку необхідно ввести вхідні дані. При моделюванні опромінення і вигорання ядерного палива в активній зоні реактора, геометричні параметри тепловиділяючої збірки, дані матеріалів (хімічний склад, щільність), робочі параметри реактора (потужність, час роботи, параметри теплоносія та ін.) Повинні бути введені в програму як вихідні дані. Досить часто виконується апроксимація вхідних даних, наприклад, тепловиділяючі елементи в збірці гомогенізуються і геометрично описуються як суцільний циліндр, час роботи реактора передбачається безперервним при постійній потужності. Ретельність вхідних даних і зроблені припущення залежать від того, яка початкова інформація доступна та від можливостей комп'ютерної програми. Змодельовані радіаційні параметри відпрацьованого палива залежать не тільки від вихідних даних і припущень, але також від баз даних перерізів, які використовуються в комп'ютерних програмах. Комп'ютерні програми TRITON, ORIGEN-S і FISPACT використовувалися для моделювання концентрації актинідів та продуктів поділу у відпрацьованому паливі реактора РБМК-1000. Отримані результати порівнюються та обговорюються можливі причини розбіжностей в результатах моделювання. State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety 2019-09-30 Article Article application/pdf https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/174 10.32918/nrs.2019.3(83).05 Nuclear and Radiation Safety; No 3(83) (2019): Nuclear and Radiation Safety; 44-50 Ядерна та радіаційна безпека; № 3(83) (2019): Ядерна та радіаційна безпека; 44-50 2073-6231 en https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/174/170 |