EVALUATION OF RADIATION SHIELDING OF RBMK-1500 REACTOR SPENT NUCLEAR FUEL CONTAINERS
A. Plukis^a, R. Plukienė^a, V. Remeikis^a, R. Davidonis^a, P. Kučinskas^a, and D. Ridikas^b
aInstitute of Physics, Savanorių 231, LT-02300 Vilnius, Lithuania
E-mail: rita@ar.fi.lt
^bC.E.A. Saclay, DSM / DAPNIA / SPhN, F-91191 Gif-sur-Yvette Cedex, France

Received 28 March 2006

The final isotopic composition of spent nuclear fuel (SNF) of the RBMK-1500 reactor depends on the initial enrichment of nuclear fuel, reactor performance parameters, fuel burnup and cooling time. Consequently, different SNF results in different radiation characteristics of the CONSTOR and CASTOR containers, where SNF is temporarily stored. Modelling of nuclide composition and its axial distribution along the fuel channel is done using the Monteburns code system. The MCNP5 code was used for the evaluation of radiation shielding and the surface dose rate of the CASTOR cask. The neutron and gamma spectra for MCNP5 source input are calculated with the ORIGEN-ARP code. The modelling results are compared with existing experimental data of the representative container leading to satisfactory agreement. This result proves the validation of calculation methodology for the radiation shielding safety assessment of CASTOR and similar containers used for the storage of RBMK-1500 SNF.

RBMK-1500 REAKTORIAUS PANAUDOTO BRANDUOLINIO KURO KONTEINERIŲ RADIACINĖS SAUGOS VERTINIMAS
A. Plukis^a, R. Plukienė^a, V. Remeikis^a, R. Davidonis^a, P. Kučinskas^a, D. Ridikas^b
aFizikos institutas, Vilnius, Lietuva
^bC.E.A. Saclay, Gif-sur-Yvette, Prancūzija

RBMK-1500 reaktoriaus panaudoto branduolinio kuro (PBK) nuklidinė sudėtis priklauso nuo pradinio kuro įsodrinimo, darbo režimo bei išdegimo reaktoriuje netolygumų. PBK sudėtis savo ruožtu lemia laikino saugojimo konteinerių radiacines savybes.
Nuklidinė sudėtis bei išdegimo pasiskirstymo profilis RBMK-1500 reaktoriaus kuro rinklėse PBK saugojimo konteineriuose modeliuota Monteburns ir SCALE 5 programų paketais, naudojant RBMK-1000 eksperimentinius duomenis [4]. PBK CASTOR konteinerių radiacinės savybės bei lygiavertė dozė apskaičiuota Monte Karlo skaitiniais metodais MCNP5 programa. Gautieji rezultatai palyginti su reprezentacinio konteinerio eksperimentinių matavimų bei modeliavimo su SCALE 4.3 rezultatais [1]. Apskaičiuota neutronų nulemta dozės galia konteinerio paviršiuje yra 76–104 μSv/h intervale, o pastebėtas dozės galios anizotropiškumas yra įtakojamas skirtingo išdegimo rinklių išsidėstymo CASTOR konteineryje. Apskaičiuotą 38,6 ± 0,4 μSv/h gama spindulių dozės galią daugiausia sudaro ¹³⁷Cs ir ⁶⁰Co. Ši dozės vertė ne visai sutampa su eksperimentinių matavimų rezultatais. Manoma, kad tai lemia tiek dalinis dozimetrų jautris šiluminiams neutronams, tiek galimas paviršinis konteinerių užterštumas.
Šis darbas patvirtina, kad siūloma metodika yra tinkama vertinti konteinerių radiacinę saugą RBMK-1500 reaktoriaus PBK saugojimo konteineriams. Apskaičiuotų dozės galios verčių paklaidoms tiksliau įvertinti reikalingi papildomi eksperimentiniai tyrimai.