Обгрунтування безпеки при промивці паливних касет реактора ВВЕР-440 в баці очистки Framatome
| dc.contributor.author | Данілов, В. О. | |
| dc.date.accessioned | 2026-05-12T09:34:42Z | |
| dc.date.available | 2026-05-12T09:34:42Z | |
| dc.date.issued | 2025 | |
| dc.description.abstract | Основною метою виконання досліджень є отримання точнішого значення залишкового енерговиділення касет після їх вилучення з активної зони та визначення, на основі результатів розрахунку, оптимального методу, що буде доцільно застосовувати для касет різних років експлуатації. Застосування просунутої методології [1], що запропонована Комісією з ядерного регулювання США (NRC), дозволило врахувати різні джерела тепловиділення, в той час як для розрахунку залишкового енерговиділення в стандартах СОУ НАЕК 197:2020 [2] використовувався пакет програм SCALE, що дозволяє врахувати специфіку конкретного палива. Запропонований NRC підхід, дозволяє знайти значення тепловиділення, що генерується кожним вкладником, а саме: тепловиділення, при розпаді актинідів, при захопленні нейтронів, при активації конструкційних елементів, при розпаді продуктів поділу. Їх сума визначає загальне значення тепловиділення касети. В результаті розрахунку було визначено, що для розрахунку тепловиділення касет п’ятого року експлуатації доцільніше використовувати метод СОУ НАЕК 197:2020, в той час як для касет від першого до четвертого років року експлуатації – підхід, що запропонований NRC. | |
| dc.description.abstractother | The primary objective of conducting this research is to obtain a more accurate estimation of the residual heat release from fuel assemblies after their removal from the reactor core and to determine, based on calculation results, the optimal method applicable for assemblies from different years of operation. The application of an advanced methodology [1] proposed by the U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC) enabled the consideration of various heat sources, while the residual heat release calculations in the standards of the SE “NNEGC “Energoatom” employed the SCALE software package, which accounts for the specific characteristics of the fuel. The approach suggested by the NRC allows for the identification of the heat contribution generated by each component, namely: heat release due to actinide decay, neutron capture, activation of structural elements, and fission product decay. The sum of these contributions defines the total heat release of the fuel assembly. The calculations indicated that for assemblies in their fifth year of operation, it is more appropriate to use the NNEGC Standard method, whereas for assemblies from the first to fourth years of operation, the approach proposed by the NRC is preferable. This approach will allow for more conservative results, which can subsequently be used to substantiate safety | |
| dc.format.pagerange | С. 43-51 | |
| dc.identifier.citation | Данілов, В. О. Обгрунтування безпеки при промивці паливних касет реактора ВВЕР-440 в баці очистки Framatome / В. О. Данілов // Енергетика: економіка, технології, екологія : науковий журнал. – 2025. – № 1. – С. 43-51. – Бібліогр.: 8 назв. | |
| dc.identifier.doi | https://doi.org/10.20535/1813-5420.1.2025.324198 | |
| dc.identifier.orcid | 0009-0000-3070-535X | |
| dc.identifier.uri | https://ela.kpi.ua/handle/123456789/80802 | |
| dc.language.iso | uk | |
| dc.publisher | КПІ ім. Ігоря Сікорського | |
| dc.publisher.place | Київ | |
| dc.relation.ispartof | Енергетика: економіка, технології, екологія : науковий журнал, № 1 | |
| dc.rights.uri | https://creativecommons.org/licenses/by/3.0/ | |
| dc.subject | Framatome | |
| dc.subject | NRC | |
| dc.subject | залишкове тепловиділення | |
| dc.subject | АЕС Пакш | |
| dc.subject | поділ нейтронів | |
| dc.subject | опромінення | |
| dc.subject | паливне завантаження | |
| dc.subject | decay heat removal | |
| dc.subject | Paks NPP | |
| dc.subject | neutron fission | |
| dc.subject | irradiation | |
| dc.subject | fuel load | |
| dc.subject.udc | 621.039.4 | |
| dc.title | Обгрунтування безпеки при промивці паливних касет реактора ВВЕР-440 в баці очистки Framatome | |
| dc.title.alternative | Safety justification for washing ВВЕР-440 reactor fuel assemblies in the Framatome cleaning tank | |
| dc.type | Article |
Файли
Контейнер файлів
1 - 1 з 1
Ліцензійна угода
1 - 1 з 1
Ескіз недоступний
- Назва:
- license.txt
- Розмір:
- 8.98 KB
- Формат:
- Item-specific license agreed upon to submission
- Опис: