Представлены основные результаты нейтронно-физических расчётов параметров, важных для ядерной безопасности при хранении и транспортировании облучённых рабочих и петлевых тепловыделяющих сборок и облучательных устройств реактора МИР, а также при проведении работ в радиационно-защитных исследовательских камерах по сборке и разборке облучательных устройств. По результатам расчётов установлены ограничения по количеству изделий и геометрии их размещения в бассейне выдержки, транспортном коридоре, в радиационно-защитных камерах. Рассмотрены аварийные ситуации, связанные с изменением плотности замедлителя, падением изделий и нарушением порядка их размещения.
Ключевые слова: ядерная безопасность; реактор МИР; бассейн выдержки; отработавшее ядерное топливо; исследовательские радиационно-защитные камеры; эффективный коэффициент размножения нейтронов; программа MCU-RFFI/A.
NUCLEAR SAFETY ANALYSIS WHEN HANDLING MIR REACTOR SPENT FUEL.
© E.S. Fraaz, A.V. Akimov, A.P. Malkov (e-mail: bri@niiar.ru)
Presented are the key neutronic calculation results of nuclear safety parameters important for storage and transportation of MIR reactor irradiated standard and loop fuel assemblies and irradiation rigs, as well as for activities in hot cells during the assembling and disassembling of irradiation rigs. Based on the calculation results, restrictions have been set on the number of items and geometry of their locaiton in the cooling pool, transport corridor, and hot cells. Considered are the emergency situations associated with a change in the moderator density, fall of items and violation of the order of their placement.
Key words: nuclear safety; reactor MIR; cooling pool; spent nuclear fuel; hot cells; neutron multiplication factor; software MCU-RFFI/A.
