Search

The generation of radioactive waste (RW) is a specific feature of NPP operation. Liquid radioactive waste (LRW) is generated during the operation of reactor facilities, decontamination of equipment, premises and overalls. The main radionuclides in the distillation residues are 134,137Cs in the form of ions and isotopes 60Co, 54Mn in the form of complexons with substances that are used to decontaminate equipment. Among the known methods of conditioning, the largest reduction in the volume of LRW occurs with selective sorption. It is possible to increase the efficiency of using the volume of the filtering material by supplying the medium to be purified simultaneously into several layers of the sorbent. In the work, computer simulation of three proposed variants of improved designs of the filter container for ion-selective purification was carried out, which differ both in the ways of separating the flows of purified water and in the methods of their supply to the sorbent layers. All versions of the filter containers had the same cross-sectional area and height of the sorbent layers. Evaluation of the increase in the efficiency of sorption processes in the proposed designs was carried out using computer simulation in SolidWorks Flow Simulation. Three sorbents of NPP Eksorb were used. To determine the hydraulic resistance of the samples under study, a series of experimental studies of the flow through the sorbent layer was carried out. Experiments have shown that the hydraulic resistance of the layer increases in a quadratic dependence on the flow velocity, which is consistent with the Ergun equation. The obtained experimental data was added to the SolidWorks Flow Simulation engineering database to simulate the previously presented structures. Based on the simulation results, the characteristic parameters of the flow in the cavity of the filter containers were obtained. Modeling showed that, in all variants, the flow rate of the medium was distributed approximately equally among the layers. It was revealed that the third design option has the least hydraulic resistance. The chemical interaction of the filtered medium with the sorbent was not considered in the calculations. © 2022 Obninsk Institute for Nuclear Power Engineering, National Research Nuclear University 'MEPhI'. All rights reserved.

FIELD: nuclear technology. SUBSTANCE: invention relates to nuclear technology, and more specifically to methods for decontamination treatment of irradiated reactor graphite, for example, irradiated graphite blocks of reflectors and active zone moderators, and can be used when decommissioning reactors with a graphite moderator. The surface layer of the inner hole of the graphite block is removed by waterjet cutting and sent for processing or burial, and then the remaining part is subjected to heat treatment with an inert gas with a volume oxygen content of 3-5% at a temperature of 700°C for 1-2 hours. EFFECT: proposed method for handling reactor graphite blocks has a high processing rate, a small volume of secondary radioactive waste, a reduction in the leaching of radioactive waste from graphite and can be used in systems for processing and disposal of radioactive waste. 3 cl. Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно - к способам дезактивационной обработки облученного реакторного графита, например облученных графитовых блоков отражателей и замедлителей активных зон, и может быть использовано при снятии с эксплуатации реакторов с графитовым замедлителем. Поверхностный слой внутреннего отверстия графитового блока удаляют с помощью гидроабразивной резки и отправляют на переработку или на захоронение, а затем оставшуюся часть подвергают термообработке инертным газом с объемным содержанием кислорода 3-5% при температуре 700°C в течение 1-2 ч. Предложенный способ обращения с блоками реакторного графита имеет высокую скорость переработки, малый объем вторичных радиоактивных отходов, уменьшение выщелачивания радиоактивных отходов из графита и может использоваться в системах переработки и захоронения радиоактивных отходов. 2 з.п. ф-лы.

FIELD: physics. SUBSTANCE: invention relates to assembled biological protection against ionizing radiation and can be used for protection of personnel of nuclear power facilities and other industries from ionizing radiation. Protection comprises a mobile module consisting of protective elements of different configuration, having connecting nodes of "dovetail" type with a fixing plate, providing fast assembly of the device and eliminating radiation shots in points of elements joints. Connecting units are configured to compose required structural form of mobile module, providing protection from above, from front and from sides. Module is also equipped with rotary cantilevers, allowing to change angle of rotation of side protective elements, and also comprises an element with a viewing window of increased view for visual inspection of performance of work and an element with sliding curtains, which limit area of radioactive working surface. EFFECT: technical result is reduction of radiation dose of personnel due to protection from side and ceiling radiation, exclusion of radiation beam at points of connection of elements, limitation of area of working radioactive surface, as well as simplified assembly of structure. 1 cl, 5 dwg. Изобретение относится к сборной биологической защите от ионизирующего излучения и может использоваться для защиты персонала объектов атомной энергетики и других отраслей от ионизирующего излучения. Защита содержит мобильный модуль, состоящий из защитных элементов различной конфигурации, имеющих соединительные узлы типа «ласточкин хвост» с фиксирующей их планкой, обеспечивающие быструю сборку устройства и исключающие прострелы излучения в местах стыков элементов. Соединительные узлы выполнены с возможностью скомпоновать необходимую конструктивную форму мобильного модуля, обеспечивающую защиту сверху, спереди и с боков. Модуль оснащен также поворотными консолями, позволяющими менять угол поворота боковых защитных элементов, а также содержит элемент со смотровым окном увеличенного обзора для визуального контроля выполнения работ и элемент с раздвижными шторками, ограничивающими площадь радиоактивной рабочей поверхности. Техническим результатом является снижение дозы облучения персонала за счёт защиты от бокового и потолочного излучения, исключения прострела излучения в местах соединения элементов, ограничения площади рабочей радиоактивной поверхности, а также упрощение монтажа конструкции. 5 ил.

The paper presents the results of calculating the shielding properties of a number of natural minerals and industrial wastes to assess the possibility of their use as radiation protection against gamma radiation. В работе представлены результаты расчета экранирующих свойств ряда природных минералов и отходов производства для оценки возможности их использования в качестве радиационной защиты от гамма-излучения.

The advantage of using cesium traps in the decommissioning of fast reactors is shown. The experience of their use on the BN‑350 is described and the possibility of purifying the sodium of the BN‑600 primary circuit in the same way is considered. Показано преимущество использования цезиевых ловушек при выводе из эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах. Описан опыт их использования на БН‑350 и рассмотрена возможность очистки натрия первого контура БН‑600 аналогичным способом.

The paper describes the processes of 3D-modeling of technological systems, equipment and processes on the example of a complex for recycling radioactive waste — Fokino department. The stages of creating models of technological systems and equipment, as well as their placement on the building plan in Autodesk Revit 2018 software are considered. An example of the technological process development is shown. В работе представлено описание процессов 3D-моделирования технологических систем, оборудования и процессов на примере комплекса по переработке радиоактивных отходов (отделение Фокино Дальневосточного центра по обращению с радиоактивными отходами «ДальРАО» — филиала «Федерального экологического оператора»). Рассмотрены этапы создания моделей технологических систем и оборудования, а также их размещения на плане здания в ПО Autodesk Revit 2018. Показан пример разработки технологического процесса.

The developed and constructed system for monitoring the stress-strain behavior of a metal structures and the principles of its operation have been presented. The results of carried out experiments have been presented, the operability of the system and the reliability of its readings have been confirmed and the dependences of the monitoring system’s readings on the mechanical loading has been obtained. The applicability of the developed system for monitoring of condition of NPP elements for safety and reliability assurance has been confirmed. В работе представлена разработанная и сконструированная система мониторинга напряженно-деформированного состояния металлоконструкции и принцип ее работы. Приведены результаты экспериментов, проведенных в рамках настоящей работы, проверена работоспособность системы, определена ее чувствительность, построены функции зависимости показаний системы от механических напряжений. Подтверждена возможность применимости разработанной системы для мониторинга состояния элементов АЭС в рамках обеспечения надежности и безопасности.

Рассмотрена постановка задачи моделирования течения натрия через насыпной слой графита ловушки для удаления радионуклидов цезия из теплоносителя реактора на быстрых нейтронах. Построена твердотельная модель ловушки. Произведен оценочный расчет движения жидкого натрия через ловушку.

The paper presents the construction of overloading devices used in reactors with a liquid metal coolant. The advantages and disadvantages of different overloading methods were analyzed. В работе представлены конструкции перегрузочных устройств, используемые на реакторах с жидкометаллическим теплоносителем. Проанализированы преимущества и недостатки различных способов перегрузки.

The paper presents the results of calculating the multiplicity of attenuation of gamma radiation for various arrangements of materials in multilayer protection. The influence on the attenuation factor of the order of the layers of different materials is shown. The most effective combinations of materials have been determined. В работе представлены результаты расчета кратности ослабления гамма-излучения для различных расположений материалов в многослойной защите. Показано влияние на кратность ослабления порядка расположения слоев различных материалов. Определены наиболее эффективные комбинации материалов.

In this work the history of Vietnam’s energy development is presented. Data on the structure of Vietnam’s energy production, energy development plans, including the construction of the “Ninh Thuan” NPP, are presented. В работе представлена история развития энергетики Вьетнама. Приведены данные по структуре энергопроизводства Вьетнама, планы развития энергетики, включая строительство атомной электростанции «Ниньтхуан».

Monte Carlo simulation code (MCNP-5) was applied to evaluate the shielding parameters of lithium tungstate composites. The linear attenuation coefficient (μ), half value layer (HVL). Furthermore, fast neutron removal cross section was calculated for the studied composites.

Calculations and analysis of residual energy emissions in the storage pit of irradiated fuel assemblies of the IVV-2M research nuclear reactor, and a 3D model of the passive heat removal system was developed.

The paper considers the features of experimental stands for research work. Possible ways of using digital technologies in optimizing the testing process of promising materials for nuclear power are presented.

This study points to evaluate the effect of crushed basalt grain size and the press rate on gamma ray shielding properties for some concretes. Nine different concretes were made up of 75% basalt, 25% Portland cement and drops of sodium meta silicate. Three concretes were performed with an average grain size varied between 25 and 107 μm. The other six concretes were performed under different press rate varied between 1.01 and 142.76 kg/cm2 using a hydraulic press. The mass attenuation coefficient (μm) of the prepared concretes was measured using the narrow beam transmission method using a hyper pure germanium detector at gamma ray energies 661.6, 1173.2, 1332.5, 121.8, 244.7, 344.3, 778.9, 964, 1112, 1408 KeV emitted by point sources 137Cs, 60Co and 152Eu. Other important shielding parameters such as half value thickness and radiation protection efficiency were calculated for the prepared concretes at different energies. The obtained experimental data was compared with theoretical data obtained from XCOM program. The results showed that the mass attenuation coefficient was decreased with energy increase, but it increases with grain size decrease. The obtained results showed also that the mass attenuation enhanced by increasing the pressure rate. © 2019 Elsevier Ltd

The report presents the results of settlement code developing for supporting program that contains information-computing complex of researching nuclear unit IVV-2M.

The effectiveness of using adjustable thermosyphon as part of a passive heat decay removal system in spent fuel storage pool was evaluated using SOLIDWORKS software package.