Дослідження різних видів бетонів для біологічного захисту контейнерів HI-STORM
ARTICLE PDF

Ключові слова

HI-STORM, відпрацьоване ядерне паливо, базальт-борна фібра, біологічний захист, Монте-Карло код Serpent, моделювання, нейтронне випромінювання

Як цитувати

Romanenko, I., Trofymenko, O., Holiuk, M., Pysmennyy, Y., & Nosovskyi, A. (2022). Дослідження різних видів бетонів для біологічного захисту контейнерів HI-STORM. Ядерна та радіаційна безпека, (1(93), 53-61. https://doi.org/10.32918/nrs.2022.1(93).06

Анотація

Незважаючи на усі переваги ядерної енергетики, проблемним питанням для атомної галузі залишається поводження з відпрацьованим ядерним паливом. На сьогодні як у світі, так і в Україні прийнята концепція «відкладеного рішення», згідно з якою відпрацьоване ядерне паливо тимчасово зберігається до моменту переробки з метою повторного використання або остаточного захоронення. В Україні реалізація цієї концепції відбувається за технологією тривалого «сухого» зберігання, розробленою компанією Holtec International («Холтек»). За цією технологією відпрацьоване ядерне паливо має зберігатися у спеціальних контейнерах під назвою HI-STORM, головним захисним бар'єром перед випромінюванням у яких є бетонний біологічний захист. У статі розглянуто можливість використання різних бетонів для біологічного захисту в контейнерах HI‑STORM для тимчасового зберігання відпрацьованого ядерного палива та забезпечення радіаційного захисту. Наведено рецептури покращеного бетону з гранітним щебенем, базальтовим щебенем та новим композитним матеріалом, армованим базальт-борною фіброю з різним додаванням концентрації оксиду бору.

За допомогою методу Монте-Карло коду Serpent виконано моделювання проходження нейтронного випромінювання через матеріали біологічного захисту. Показано, що додавання базальт-борної фібри в бетон покращує захисні властивості біологічного захисту від нейтронного випромінювання.

https://doi.org/10.32918/nrs.2022.1(93).06
ARTICLE PDF

Посилання

On approval of the radioactive waste management strategy in Ukraine. Resolution of the Cabinet of Ministers of Ukraine No. 990-r of 19 August 2009.

Fukuda, K, Danker, W., Lee, J., Bonne, A., Crijns, M. (2003). IAEA overview of global spent fuel storage. Proceedings of an international conference on storage of spent fuel from power reactors, IAEA in cooperation with OECD/NEA (2-6 June), Vienna, 3-11.

Management and storage of research reactor spent nuclear fuel. Proceedings of a technical meeting held in Thurso, United Kingdom, 19–22 October 2009, IAEA, 2013, 262 p.

Status and trends in spent fuel and radioactive waste management. Nuclear Energy Series NW T 1.14, IAEA, 2018, 57 p.

Options for management of spent nuclear fuel and radioactive waste for countries developing new nuclear power programmes. IAEA Nuclear Energy Series NW-T-1.24 (rev. 1), IAEA, 2018. 56 p.

On approval of the concept of the state economic program for the management of spent nuclear fuel of domestic nuclear power plants until 2025. Resolution of the Cabinet of Ministers No. 385-r of 5 June 2019.

Updated preliminary report on safety analysis of CSFSF. DS-17/17-07. Biological protection, 7, revision 1.

Pastsuk, V., Kiisk, M., Lõhmus, R, Merisalu, M., Kovaljov, S., Biland, A., Gulik V. (2020). Selection of basalt fiber with resistance to concrete alkaline environment. SN Applied Sciences, 2, article 1842.

Chuvashov, Y., Jashchenko, O., Diduk, I., Gulik, V. (2020). The investigation of fiber surface condition from basalt-like rocks for enhanced industrial applications. Journal of natural fibers, 1-10.

Romanenko, I., Holiuk M., Nosovskyi, A., Vlasenko, T., Gulik, V. (2018). Research of a new composite material based on superheavy concrete and basalt fiber for radiation protection against neutron radiation. Nuclear and radiation safety, 3 (79), 42–47. doi: 10.32918/nrs.2018.3(79).07.

Zorla, E., Ipbüker, C., Gulik, V., Kovalev, S., Kiisa, M., Biland, A., Tkaczyk, A. (2016). Optimization of basalt fiber in concrete composite for industrial application in Estonia. Fresenius Environ Bull, 25 (1), 355–364.

Singh, V., Badiger, N. (2014). Investigation on radiation shielding parameters of ordinary, heavy and super heavy concretes. Nuclear Technology & Radiation Protection, 29, 149–156.

Singh, V., Badiger, N. (2014). Gamma ray and neutron shielding properties of some alloy materials. Annals of Nuclear Energy, 64, 301–310.

Icelli, O., Yalcin, Z., Okutan, M., Boncukcuoglu, R. (2012). Determination of photon energy absorption parameters for pellet waste, trommel sieve waste and original tincalconite. Annals of Nuclear Energy, 47, 38–45.

Sidhu, B., Dhaliwal, A., Mann, K., Kahlon, K. (2012). Study of mass attenuation coefficients, effective atomic numbers and electron densities for some low Z compounds of dosimetry interest at 59.54 keV incident photon energy. Annals of Nuclear Energy, 42, 153–157.

Singh, N., Singh, K., Singh, K., Singh, H. Comparative study of lead borate and bismuth lead borate glass systems as gamma radiation shielding materials. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section B, 225, 305–309.

Sharma, R., Sharma, V., Singh, P., Singh, T. (2012). Effective atomic numbers for some calcium-strontium-borate glasses. Annals of Nuclear Energy, 45, 144–149.

El-Khayatt, A., Akkurt, I. (2013). Photon interaction, energy absorption and neutron removal cross section of concrete including marble. Annals of Nuclear Energy, 60, 8–14.

Singh, V., Badiger, N. (2015). Gamma photon exposure buildup factors for somespin ice compounds using g-P fitting method. Journal of Nuclear Physics, Material Sciences, Radiation and Applications, 2 (2), 169–179.

Maslehuddin, M., Naqvi, A., Ibrahim, M., Kalakada, Z. (2013). Radiation shielding properties of concrete with electric arc furnace slag aggregates and steel shots. Annals of Nuclear Energy, 53, 192–196.

Malkapur, S., Satdive, H., Narasimhan, M., Karkera, N., Goverdhan, P., Sathian, V. (2015). Effect of mix parameters and hydrogen loading on neutron radiation shielding characteristics of latex modified concrete mixes. Progress in Nuclear Energy, 83, 8–12.

Kharita, M., Yousef, S., Al Nassar, M. (2011). Review on the addition of boron compounds to radiation shielding concrete. Progress in Nuclear Energy, 53, 207–211.

Ipbüker, C., Nulk, H., Gulik, V., Biland, A., Tkaczyk, A. (2015). Radiation shielding properties of a novel cement-basalt mixture for nuclear energy applications. Nuclear Engineering and Design, 284, 27–37.

Zorla, E., Ipbüker, C., Biland, A., Kiisk, M., Kovalev, S., Tkaczyk, A. H., Gulik, V. (2017). Radiation shielding properties of high performance concrete reinforced with basalt fibers infused with natural and enriched boron. Nuclear Engineering and Design, 313, 306–318.

R&D report: stage 5. Development of special concrete formulation for filling HI-STORM 190 casks. ISP NPP of NAS of Ukraine, Kyiv, 2019.

Kaplan, M. (1989). Concrete radiation shielding. John Wiley & Sons, Inc., NewYork, 448.

Akkurt, I., Basyigit, C., Kilincarslan, S., Mavi, B. (2005). The shielding of γ-rays by concretes produced with barite. Progress in Nuclear Energy, 46, 1—11.

Bulavin, L., Tartakovsky, V. (2005). Nuclear Physics, Knowledge, Kyiv, 439.

Energy: history, present and future. Book 2. Cognition and experience - the path to up-to-date energy. 16.6. The neutron takes effect. Uranium fission. Plutonium. URL: http://energetika.in.ua/ua/books/book-2/part-4/section-16/16-6.

Leppánen, J., Pusa, M., Viitanen, T., Valtavirta, V., Kaltiaisenaho, T. (2015). The Serpent Monte Carlo code: status, development and applications in 2013. Annals of Nuclear Energy, 82, 142–150.

Mendius P., Harmon II C., Busch R., Briesmeister, J., Forster R. (1994). Criticality calculations with MCNP{sup TM}: a primer, United States. doi: 10.2172/1017156632.

Serpent a continuous-energy Monte Carlo reactor physics burnup calculation code. Overview. URL: http://montecarlo.vtt.fi.

Trofymenko O., Nosovskyi A., Gulik, V. (2019). Use of the Monte Carlo Serpent code for modeling the second series of experimental data of KUCA subcritical installation. Problems of Atomic Science and Technology, 5(123), 88-93.

Trofymenko, O., Romanenko, I., Holiuk M., Grytsyuk, Kh., Kutsin, P., Nosovskyi, A., Pismennyi, E., Gulik, V. (2021). Three-dimensional neutronic model of spent nuclear fuel storage system. Nuclear Energy and the Environment, 1 (20), 51-59.

Risner, J., Wiarda, D., Dunn, M., Miller, T., Peplow, D., Patton, B., (2011). Production and testing of the VITAMIN-B7 fine-group and BUGLE-B7 broad -group coupled neutron/gamma cross-section libraries derived from ENDF/B-VII. 0 Nuclear data. Technical report ORNL/TM-2011/12. Oak Ridge National Laboratory.

Ipbüker, C., Nulk, H., Gulik, V., Biland, A., Tkaczyk, A. (2015). Radiation shielding properties of a novel cement-basalt mixture for nuclear energy applications. Nuclear Engineering and Design, 284, 27–37.

Sharifi, Sh., Bagheri, R., Shirmardi, S. (2013). Comparison of shielding properties for ordinary, barite, serpentine and steel – magnetite concretes using MCNP-4C code and available experimental results. Annals of Nuclear Energy, 53, 529–534.

Romanenko, I., Holiuk, M., Nosovskyi, A., Vlasenko, T., Gulik, V. (2019). New composite material based on heavy concrete and basalt-boron fiber for radiation protection against neutron radiation. Nuclear and Radiation Safety, 2 (82), 19–25. doi: 10.32918/nrs.2019.2(82).04.