Перегляд за Автор "Рудичев, В.Г."

Зараз показуємо 1 - 3 з 3

Reducing of radiation exposure through optimal activity distribution of radiation sources
(Харкiвський нацiональний унiверситет iм. В.Н. Каразiна. V.N. Karazin Kharkiv National University, 2011) Rudychev, V.G.; Bondar, A.Y.; Рудичев, В.Г.; Бондар, А.Ю.
At permanent or temporary storage of radioactive waste (RAW) one of the major challenges is to reduce radiation exposure. The questions about layout of model tanks with a fixed total number of RAW along the line are considered. It has been shown that when radiation sources with the same activity are placed at a specified distance from the line, the dose rate depends on the number of sources. The methodology of determining activities of N sources providing minimum dose rate at a specified distance from the distribution line has been developed. It has been shown that there is an optimal number of sources with a certain activity, as well as their layout at which the exposure dose is minimal at a specified distance from the source disposal line. При постійному або тимчасовому зберіганні радіоактивних відходів (РАВ) однією з головних проблем є зменшення радіаційної впливу. Розглядаються питання розміщення уздовж лінії модельних ємностей з фіксованою сумарною кількістю РАВ. Показано, що при розставлянні джерел випромінювань однакової активності, потужність дози на заданій від лінії відстані залежить від кількості джерел. Розроблена методика визначення розподілу активністей N джерел, що забезпечують мінімальну потужність дози на заданій відстані від лінії розміщення. Показано, що існує оптимальне число джерел з певною активністю, а також порядок їх розставляння, при якому потужність дози мінімальна на заданому видаленні від лінії розміщення. При постоянном или временном хранении радиоактивных отходов (РАО) одной из главных проблем является уменьшение радиационного воздействия. Рассматриваются вопросы размещения вдоль линии модельных емкостей с фиксированным суммарным количеством РАО. Показано, что при расстановке источников излучений одинаковой активности мощность дозы на заданном от линии расстояния зависит от распределения количества источников. Разработана методика определения активностей N источников, обеспечивающих минимальную мощность дозы на заданном расстоянии от линии размещения. Показано, что существует оптимальное число источников с определенной активностью, а также порядок их расстановки при котором мощность дозы минимальна на заданном удалении от линии размещения.
Solid and liquid waste processing and reducing of personnel doses
(Харкiвський нацiональний унiверситет iм. В.Н. Каразiна, 2012) Azarenkov, N.A.; Rudychev, V.G.; Pismenetskiy, S.A.; Rudychev, Y.V.; Badzym, P.S.; Shapar, S.I.; Vystavna, O.V.; Азаренков, М.А.; Рудичев, В.Г.; Письменецкий, С.А.; Рудичев, Е.В.; Бадзим, П.С.; Шапарь, С.І.; Виставна, О.В.
In order to minimize the radioactive waste volume at the Ukrainian NPP (nuclear power plants) solid waste is burned and compressed and liquid one evaporated. This dramatically increases their activity as well as their radiation doses during of operation process. In accordance with the ALARA principle the technological solutions that reduce doses to personnel were proposed. First part of the complex built on Zaporozhye NPP consists of processing waste incinerators and pressing facilities. The characteristics of the radiation fields for varying geometries of this facility and isotopic composition of obtained waste was simulated using PENELOPE and GEANT codes. Part of the results was performed using the software packages developed by the authors using point sources method. During operations with burned waste pressed ash the wall thickness of buildings, where equipment is placed is needed, up to 40 cm of concrete. Thickness of the steel technological doors for these premises is required to be of about 12 cm. The alternate design of technological doors ( 2cm of steel) by adding special gateway system is to be proposed. З метою мінімізації об’єму радіоактивних відходів на українських АЕС тверді відходи спалюють і пресують, а рідкі – випаровують. Це значно підвищує їхню питому активність і дозу опромінення в процесі переробки. У відповідності до принципу ALARA було запропоновано технологічні рішення, які зменшують дози персоналу. Перша черга комплексу, який споруджується на Запорізькій АЕС, складається з установок спалювання і пресування відходів. Характеристики радіаційних полів при різних геометріях цих установок і ізотопному складі перероблюваних відходів були розраховані за допомогою програм PENELOPE і GEANT. Частину результатів було отримано за допомогою програмного забезпечення, розробленого авторами на основі методу точкових джерел. При операціях із пресованою золою спалених відходів товщину стін у приміщеннях, де експлуатується устаткування, було потрібно збільшити до 40 см бетону. Необхідна товщина стальних технологічних дверей у цих приміщеннях складає 12 см. Запропоновано альтернативний варіант конструкції технологічних дверей (близько 2 см сталі), який передбачає спеціальну захисну огорожу. С целью минимизации объема радиоактивных отходов на украинских АЭС твердые отходы подвергают сжиганию и прессованию, а жидкие – упариванию. Это значительно повышает их удельную активность и дозу облучения в процессе переработки. В соответствии с принципом ALARA были предложены технологические решения, которые сокращают дозы персонала. Первая очередь комплекса, возводимого на Запорожской АЭС, состоит из установок сжигания и прессования отходов. Характеристики радиационных полей для разных геометрий этих установок и изотопного состава принимаемых отходов были рассчитаны с помощью программ PENELOPE и GEANT. Часть результатов была получена с использованием программного обеспечения, разработанного авторами на основе метода точечных источников. При операциях с прессованной золой сожженных отходов толщину стен в помещениях, где эксплуатируется оборудование, потребовалось увеличить до 40 см бетона. Необходимая толщина стальных технологических дверей для этих помещений составляет около 12 см. Предложен альтернативный вариант конструкции технологических дверей (порядка 2 см по стали), который содержит специальное защитное ограждение.
Теплова безпека сухого зберігання відпрацьованих тепловиділяючих збірок реактора ВВЕР-1000
(Харкiвський нацiональний унiверситет iм. В.Н. Каразiна, 2009) Альохіна, С.В.; Голощапов, В.М.; Костіков, А.О.; Письменецький, С.А.; Рудичев, В.Г.
Шляхом комп’ютерного моделювання досліджено тепловий стан вентильованих контейнерів зберігання відпрацьованого ядерного палива при розміщенні в них збірок з різною інтенсивністю тепловиділення. Задача розглянута в квазістаціонарній тривимірній спряженій постановці з урахуванням дії механізмів природної конвекції та променевого теплообміну. Проведено обчислення різних варіантів заповнення корзин збірками. Визначена зміна їхніх температур протягом зберігання. Показана теплова безпека технології сухого зберігання відпрацьованого ядерного палива. The thermal conditions inside the ventilated cask filled with spent nuclear fuel were investigated by computer simulation method in the case of different activity of the fuel assemblies. The problem is considered within the framework of quasy-stationary three-dimension entailing approach including the convective and radiative heat exchange. The calculations were completed for the different alternative of cask loading with the spent fuel assemblies. The assemblies temperature variation during their storage has been determined. The thermal safety has been proved of the technology of dry storage of the spent nuclear fuel.