Հայաստանի ատենախոսությունների բաց մատչելիության պահոց = Open Access Repository of the Armenian Electronic Theses and Dissertations (Armenian ETD-OA) = Репозиторий диссертаций Армении открытого доступа

ՋՋԷՌ միջուկային վառելիքի կրիտիկության անվտանգության հետազոտումը այրման խորության հաշվառմամբ

Բաղդասարյան, Նաիրի Հրահատի (2017) ՋՋԷՌ միջուկային վառելիքի կրիտիկության անվտանգության հետազոտումը այրման խորության հաշվառմամբ. PhD thesis, Հայաստանի ազգային պոլիտեխնիկական համալսարան .

[img]
Preview
PDF (Thesis)
Available under License Creative Commons Attribution.

Download (21Mb) | Preview
    [img]
    Preview
    PDF (Abstract)
    Available under License Creative Commons Attribution.

    Download (4Mb) | Preview

      Abstract

      Աշխատած միջուկային վառելիքի անվտանգության գնահատման կարևորագույն բաղադրիչի՝ կրիտիկության անվտանգության վերլուծության նպատակով ի սկզբանե կիրառվել է «Թարմ միջուկային վառելիք» մեթոդը: Այս մեթոդը հաշվի չի առնում միջուկային ռեակտորի ակտիվ գոտում միջուկային վառելիքի շահագործման ընթացքում իզոտոպային կազմի փոփոխությունը, այսինքն՝ համարվում է, որ մնացած հավասար պայմաններում (հարստացում, երկրաչափություն, նյութական կազմ և այլն) թարմ և աշխատած միջուկային վառելիքային կասետներն ունեն միևնույն ռեակտիվությունը: Սա հանգեցնում է աշխատած միջուկային վառելիքի, պահպանման ավազանների, տրանսպորտային կոնտեյներների և չոր պահեստարանների նեյտրոնների բազմացման գործակցի էական գերագնահատման: Արդյունքում, նշանակալիորեն նվազում է միավոր ծավալում բեռնվող/պահպանվող վառելիքային կասետների թույլատրելի թիվը, ինչը հանգեցնում է միջուկային վառելիքի բեռնավորման և տեղափոխությունների գործողությունների թվի էական աճի, դրանցով պայմանավորված միջուկային և ռադիացիոն ռիսկերի աճի, ինչպես նաև տնտեսական կորուստների: Ուստի, ներկայումս լայնորեն սկսվել է հետազոտվել, իսկ ԱՄՆ-ում, Ֆրանսիայում և մի շարք այլ զարգացած միջուկային էներգետիկա ունեցող երկրներում նաև կիրառվել «Այրման խորության հաշվառում» հայեցակարգը, որը հաշվի է առնում միջուկային վառելիքի ռեակտիվության նվազումը ռեակտորի ակտիվ գոտում աշխատելիս: Վերոնշյալ մեթոդի կիրառումը թույլ է տալիս էապես մեծացնել միջուկային վառելիքի պահեստարանների, տրանսպորտային կոնտեյներների տարողունակությունները, նվազեցնել միջուկային վառելիքի բեռնավորման և տեղափոխությունների գործողությունների թիվը, հետևաբար՝ դրանց ընթացքում հնարավոր միջուկային և ռադիացիոն վթարների ռիսկերը, և նշանակալիորեն բարելավել միջուկային վառելիքի կառավարման տնտեսական ցուցանիշները։ С целью обоснования величины безопасной критичности для отработанного топлива применяется метод «Свежего ядерного топлива». Применение указанного метода не обеспечивает анализа изменения изотопного состава, образующегося в отработанном ядерном топливе, в процессе его эксплуатации в активной зоне реактора, то есть при всех прочих равных условиях(величина обогащения,геометрические параметры,состав и т.д.) величина критичности отработанного и свежего ядерного топлива принята одинаковой. Подобный подход приводит к излишнему консерватизму(переоценке) при определении величины коэффициента размножения нейтронов в процессе выбора бассейнов выдержки,транспортных контейнеров, хранилищ отработанного топлива «сухого» типа. Переоценка коэффициента размножения влечет за собой уменьшение разрешенного числа перемещаемых кассет отработанного ядерного топлива при любых операциях с ним, увеличивается количество проводимых операций,повышается риск нарушения норм и правил радиационной и ядерной безопасности и в конечном итоге растет величина финансовых затрат. Исходя из вышеизложенного применение концепции «Расчет глубины выгорания» становится востребованным для ААЭС особенно при переходе с топлива с обогащением в 3.6% на топливо с обогащением в 3.82%, так как время выдержки отработанного топлива в бассейнах выдержки удвоилось (с 5 лет до 10), что приведет к отсутствию свободных ячеек в бассейнах выдержки отработанного ядерного топлива ААЭС. To analyze the spent nuclear fuel criticality safety the Fresh Fuel Concept was used at the beginning. However, this method does not take into account the spent fuel isotope composition changes during the operation in reactor core and presumes that in other equal conditions (enrichment, geometry, material composition and other conditions) fresh and spent nuclear fuel assemblies have the same reactivity. This assumption led to overestimation of the neutron multiplication factor of the spent fuel assembly, the transport cask, the spent fuel storage pool and the dry storage. As a result, the permissible number of fuel assemblies that can be loaded in a unit volume decreased significantly which led to increase of transportation and loading operations, and therefore, increase of nuclear and radiation risk and economical loss. Recently, the ANPP increased initial design base fuel enrichment from 3.6% to 3.82% which leads to rise of discharge burnup of fuel assemblies, consequentially, substantial increase of cooling times (from 5 to 10 years) in spent fuel pools to meet requirements of decay heat and neutron/gamma irradiation doses for further long time dry storage. As a result, the capacities of the spent fuel pools should be increased to avoid shortage of available free cells due to increased cooling times. In summary, implementation of Burnup Credit Methodology will allow a significant capacity increase of spent nuclear fuel storages and transport casks, will decrease the numbers of spent fuel transportation and loading processes as well as nuclear and radiation risks, and finally, it will reduce the amount of financial spending.

      Item Type: Thesis (PhD)
      Additional Information: Анализ безопасности критичности ядерного топлива реактора ВВЭР c учетom выгорания. VVER spent nuclear fuel Criticality safety analysis using Burnup credit.
      Uncontrolled Keywords: Багдасарян Наири Граатович, Baghdasaryan Nairi Hrahat
      Subjects: Control, Automation and Electrical Engineering
      Divisions: UNSPECIFIED
      Depositing User: NLA Circ. Dpt.
      Date Deposited: 21 Nov 2017 10:29
      Last Modified: 21 Nov 2017 12:07
      URI: http://etd.asj-oa.am/id/eprint/5978

      Actions (login required)

      View Item