Размещено на http://www.allbest.ru/

Анализ мощности нейтронного излучения облученного ядерного топлива реактора ВВЭР-1200 В зависимости от выгорания и времени выдержки

Серебряный Григорий Зиновьевич

Ктн ОИЭЯИ-Сосны НАН Беларуси

ведущий научный сотрудник

Жемжуров Михаил Леонидович, доктор технических наук, заведующий лабораторией, Объединенный институт энергетических и ядерных исследований - Сосны НАН Беларуси

Аннотация

Проведен анализ мощности нейтронного излучения для различных источников облученного ядерного топлива реактора ВВЭР-1200 для высоких выгораний и времени выдержки до 100 лет. Предложены аппроксимационные зависимости для расчета мощности нейтронного излучения.

Ключевые слова:

нейтронное излучение; выгорание; облученное ядерное топливо; время выдержки; аппроксимационные зависимости

Abstract

The neutron radiation power was analyzed for various sources of the irradiated nuclear fuel of the VVER-1200 reactor for high burnups and exposure times up to 100 years. Approximation dependencies are proposed to calculate the power of neutron radiation.

Keywords:

neutron radiation; burnout; irradiated nuclear fuel; exposure time; approximation dependences

Введение

нейтронный излучение ядерный реактор

Переход на более продолжительные топливные циклы приведет к повышению глубины выгорания топлива. Это с одной стороны увеличивает экономическую эффективность топливоиспользования. С другой ? приведет к повышению концентрации продуктов деления, активации и трансурановых элементов в ядерном материале, что повлечёт за собой изменения параметров поля ионизирующих излучений вблизи отработавшей тепловыделяющей сборки (ОТВС). При этом следует ожидать увеличения мощности потоков нейтронного и гамма-излучения, что может вызвать неопределенность в отношении возможности обеспечить необходимую степень защиты ОТВС с повышенной глубиной выгорания с помощью имеющихся транспортных средств. Мощность потока гамма-излучения как следует из данных для реакторов PWR [1,2] и реактора ВВЭР-1200 [3] увеличивается практически пропорционально с повышением глубины выгорания топлива. Однако из [1,2] и как будет показано в данной работе, мощность потока нейтронного излучения увеличивается с повышением глубины выгорания топлива в степени порядка 3.4 и более.. Это может оказать большое влияние на заключительных этапах топливного цикла, которые включают промежуточные хранение отработанного ядерного топлива (ОЯТ), отгрузка, переработка, долговременное хранение и окончательное захоронение.

Для анализа мощности нейтронного излучения в рамках данной работы были выбраны штатные тепловыделяющие сборки ТВС-2М реактора ВВЭР-1200 трех типов. Первый тип Z49 - с начальным обогащением 4,95 % по 235U. Два других типа это те же ТВС, но с некоторым содержанием Gd2O3. Второй тип Z49B6 - с начальным обогащением 4,95 % по 235U и 6 твэгов с начальным обогащением 3,6 % по 235U и с содержанием 5% Gd2O3 и третий тип Z49А2 - с начальным обогащением 4,95 % по 235U и 12 твэгов с начальным обогащением 3,6 % по 235U и с содержанием 5% Gd2O3.

Результаты анализа мощности нейтронного излучения

Для расчета мощности нейтронного излучения (n/s) в расчете на одну тонну урана для трех типов ТВС был использован программный комплекс MCU-PD [4]. Расчеты выполнены для значений глубины выгорания ОЯТ от 50 до 70 ГВт•сут/тU и времени выдержки от 0 до 100 лет.

На первом этапе было проверено, существует ли простейшая степенная зависимость мощности нейтронного излучения на конец облучения от величины выгорания ОЯТ. Проведенный анализ мощности нейтронного излучения на конец облучения в расчете на одну тонну урана для значений глубины выгорания ОЯТ от 50 до 70 ГВт•сут/тU показал, что существует простейшая степенная зависимость с показателем степени равным 3,385.

На втором этапе расчетные величины мощности нейтронного излучения для трех типов ТВС для значений глубины выгорания ОЯТ от 50 до 70 ГВт•сут/тU и времени выдержки от 5 до 100 лет были пересчитаны на одну тонну урана, как это принято в мировой практике. Расчетные величины мощности нейтронного излучения для трех типов ТВС представлены в таблицах 1-3.

Таблица 1. Мощность нейтронного излучения (n/sтU) для ТВС типа Z49 в зависимости от выгорания и времени выдержки

Таблица 2. Мощность нейтронного излучения (n/sтU) для ТВС типа Z49B6 в зависимости от выгорания и времени выдержки

Таблица 3. Мощность нейтронного излучения (n/s тU) для ТВС типа Z49A2 в зависимости от выгорания и времени выдержки

Как следует из таблиц 1-3, рост глубины выгорания приводит к росту мощности нейтронного излучения в результате протекания процессов: спонтанного деление ядер актиноидов. С другой стороны при одинаковом времени облучения видно, что у ТВС с твэгами несколько увеличивается выгорание ОЯТ. Это приводит к тому, что мощность нейтронного излучения у ТВС с 6 твэгами в среднем приблизительно на 5%, а с 12 твэгами соответственно на 10% выше.

На основании анализа зависимости мощности нейтронного излучения от выгорания и времени выдержки была получена для всех типов ТВС аппроксимационная зависимость следующего вида:

N=a+b.exp(xc)+[d+e.exp(-xf)]exp[-t(0.037728+gx3)], (1)

где N - мощность нейтронного излучения (n/s тU), x - выгорание (ГВт•сут/тU),

t - время выдержки (лет), a..g - коэффициенты, представленные в таблице 4.

Таблица 4. Коэффициенты зависимости (1) для различных типов ТВС

Результаты расчетов мощности нейтронного излучения , вычисленных по зависимости (1) для трех типов ТВС, имеют среднеквадратичную погрешность порядка 0,54%.

Известно, что основную долю нейтронного излучения определяют изотопы 242Cm и 244Cm , а с увеличением времени выдержки актиноидом 244Cm. Чтобы определить какую долю от общего нейтронного излучения обусловлена 244Cm, были проведены с использованием результатов работы [3], расчеты мощности нейтронного излучения для 244Cm и определена его доля от общего нейтронного излучения. Результаты расчетов представлены в таблице 5.

Таблица 5. Доля мощности нейтронного излучения для 244Cm от общего излучения в зависимости от выгорания и времени выдержки

Как следует из таблицы 5 для выгораний ОЯТ в диапазоне от 50 до 70 ГВт•сут/тU и для времени выдержки от 5 до 10 лет мощность нейтронного излучения на 97,5% определяется 244Cm.

Выводы

Для трех типов ОЯТ реактора ВВЭР-1200 представлены данные по мощности нейтронного излучения в диапазоне выгораний от 50 до 70 ГВт•сут/тU и для времени выдержки от 5 до 10 лет.

На основании этих данных предложены аппроксимационные зависимости, позволяющие определять мощность нейтронного излучения ОЯТ в диапазоне выгораний от 50 до 70 ГВт•сут/тU и для времени выдержки от 5 до 10 лет со среднеквадратичной погрешностью порядка 0,54%.

Показано, что мощность нейтронного излучения у ТВС с 6 твэгами в среднем приблизительно на 5%, а с 12 твэгами соответственно на 10% выше.

Для выгораний ОЯТ в диапазоне от 50 до 70 ГВт•сут/тU и для времени выдержки от 5 до 10 лет мощность нейтронного излучения на 97,5% определяется 244Cm.

Эти данные по мощности нейтронного излучения ОЯТ могут быть использованы, чтобы обеспечить радиационную безопасность и необходимую степень защиты ОТВС с повышенной глубиной выгорания на заключительных этапах топливного цикла, которые включают промежуточные хранение отработанного ядерного топлива, отгрузка, переработка, долговременное хранение и окончательное захоронение.

Библиографический список

1. Hu J., Gauld I.C., Peterson J.l. and Bowman S.M. "Us commercial spent nuclear fuel. Assembly characteristics, 1968-2013;" NUREG/CR-7227 ORNL/TM-2015/619, Oak Ridge, 2016. - 145 p.

2. Gauld. I.C., Ryman J.C.. Nuclide Importance to Criticality Safety, Decay Heating, and Source Terms Related to Transport and Interim Storage of High-Burnup LWR Fuel. NUREG/CR-6700. ORNL/TM-2000/284, Oak Ridge, 2001.- 104 p.

3. Серебряный Г.З., Жемжуров М.Л.. Радиационные и теплофизические характеристики отработавшего ядерного топлива реактора ввэр-1200 / VII Международная конференция «Атомная энергетика, ядерные и радиационные технологии XXI века»: доклады, Минск, 23?26 октября 2018 г. - Минск, Право и экономика. ? 63-69 с.

4. Разработка программы MCU-PD для расчёта нейтронно-физических характеристик активных зон реактора ВВЭР-1200 АЭС-2006, реализующей для решения уравнения переноса нейтронов метод Монте-Карло на основе информации, хранящейся в файлах оценённых ядерных данных: отчёт / РНЦ Курчатовский институт - М., 2009. - инв. № 36-03/18-08.

Размещено на Allbest.ru