The Three-­Dimensional Neutron-­Physical Model of Spent Nuclear Fuel Storage System

Abstract

The management of spent nuclear fuel is one of the most pressing problems of Ukraine’s nuclear energy. To solve this problem, as well as to increase Ukraine’s energy independence, the construction of a centralized spent nuclear fuel storage facility is being completed in the Chornobyl exclusion zone, where the spent fuel of Khmelnytsky, Rivne and South Ukrainian nuclear power plants will be stored for the next 100 years. The technology of centralized storage of spent nuclear fuel is based on the storage of fuel assemblies in ventilated HI-STORM concrete containers manufactured by Holtec International. Long-term operation of a spent nuclear fuel storage facility requires a clear understanding of all processes (thermohydraulic, neutron-physical, aging processes, etc.) occurring in HI-STORM containers. And this cannot be achieved without modeling these processes using modern specialized programs. Modeling of neutron and photon transfer makes it possible to analyze the level of protective properties of the container against radiation, optimize the loading of MPC assemblies of different manufacturers and different levels of combustion and evaluate biological protection against neutron and gamma radiation. In the future it will allow to estimate the change in the isotopic composition of the materials of the container, which will be used for the management of aging processes at the centralized storage of spent nuclear fuel. The article is devoted to the development of the three-dimensional model of the HI-STORM storage system. The model was developed using the modern Monte Carlo code Serpent. The presented model consists of models of 31 spent fuel assemblies 438MT manufactured by TVEL company, model MPC-31 and model HISTORM 190. The model allows to perform a wide range of scientific tasks required in the operation of centralized storage of spent nuclear fuel.

Дослідження Різних Видів Бетонів Для Біологічного Захисту Контейнерів HI-STORM Від Фотонного Випромінювання

“…Serpent -це багатоцільовий тривимірний Монте-Карло код для вирішення задачі перенесення частинок. Першочергово код Serpent розроблявся для розв'язання завдань з розрахунку константного забезпечення для промислових ядерних реакторів, але поступово цей код почали активно використовувати для моделювання процесу перенесення нейтронів та фотонів, термоядерних досліджень, моделювання дослідницьких та підкритичних ядерних установок [31], а також об'єктів зберігання ВЯП [32].…”

Дослідження Різних Видів Бетонів Для Біологічного Захисту Контейнерів HI-STORM

“…Також значний перетин захоплення повільних нейтронів мають берилій, бор та кадмій. Саме завдяки значному перерізу поглинання теплових нейтронів бор у чистому вигляді або у вигляді сполук може вводитися в бетон та інші матеріали, що застосовуються для захисту від нейтронів [24] [33], а також об'єктів зберігання ВЯП [34]. У цій статті розрахунок переносу нейтронів проведений за допомогою методу Монте-Карло засобами нейтронно-фізичного коду Serpent із застосуванням бібліотеки оцінених ядерних даних ENDF/B-VII [35].…”