Анализ обеспечения безопасности использования контейнера для радиоактивного графита реакторов РБМК‑1000

Бесплатный доступ

Обеспечение безопасного обращения с облучённым графитовым замедлителем на этапе вывода из эксплуатации атомных энергоблоков с реакторами РБМК‑1000 является важной задачей. Для этого предлагается вариант разработки специального контейнера, предназначенного для вывоза облученного графитового замедлителя с площадок АЭС. Представлены результаты численного моделирования аварийных ситуаций, позволяющие оценить безопасность использования контейнера. В результате расчетов получено, что рассматриваемая конструкция контейнера соответствует требованиям безопасности и сохраняются его общая целостность и герметичность.

Транспортный упаковочный комплект, облученные блоки графитового замедлителя, радиоактивный материал, проектная авария, безопасность, герметичность, численное моделирование, предельная деформация, остаточная деформация разрушения

Короткий адрес: https://sciup.org/146283306

IDR: 146283306   |   УДК: 621.039.74

Safety Analysis of Using the Container for Radioactive Graphite of RBMK‑1000 Reactors

Ensuring the safe handling of irradiated graphite moderators during the decommissioning of RBMK‑1000 reactor nuclear power units is an important task. To achieve it, a design of a special container intended for the transportation of irradiated graphite moderators from nuclear power plant sites is proposed. The results of numerical simulations of the main accident tests of the container, as specified by the IAEA safety standards, are presented: free fall from a height of 9 meters onto a rigid surface and free fall from a height of 1 meter onto a steel rod. These tests allow for the evaluation of the container’s safety, its ability to withstand impact loads and maintain its structural integrity. The calculations indicate that the proposed container design meets safety requirements and maintains its overall integrity and leak tightness.