Вклад (a, n)-реакции в интенсивность нейтронного излучения облучённого керамического ядерного топлива

• Автор: Беденко, Сергей Владимирович
• Шифр специальности: 01.04.01
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2010
• Место защиты: Томск
• Количество страниц: 122 с. : ил.

СОДЕРЖАНИЕ
ВВЕДЕНИЕ
ГЛАВА 1. ИСТОЧНИКИ НЕЙТРОНОВ В КЕРАМИЧЕСКОМ ОБЛУЧЁННОМ ЯДЕРНОМ ТОПЛИВЕ (ОЯТ). МЕТОДИКА ОПРЕДЕЛЕНИЯ СЕЧЕНИЯ (а, п)-РЕАКЦИИ НА ЛЕГКИХ ЯДРАХ

1.1. Состояние исследований

1.2. Источники образования нейтронов в ОЯТ

1.3. Реакция (а. п) на лёгких ядрах в ОЯТ

1.4. Методика определения сечения (а, п)~реакций на легких ядрах в ОЯТ

1.6. Реакция (у, и) на ядрах урана и трансурановых элементов в облучённом ядерном топливе

1.7. Сеченне (у, п)-реакций на ядрах урана и трансурановых элементов в ОЯТ

1.8. Результаты расчета. Выводы

ГЛАВА 2. ОЦЕНКА ВКЛАДА (а, п)-РЕАКЦИЙ В ИНТЕНСИВНОСТЬ НЕЙТРОННОГО ИЗЛУЧЕНИЯ ОТРАБОТАВШЕЙ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕЙ
СБОРКИ РЕАКТОРА ВВЭР-1000
2.1. Модифшсационные особенности TBC
2.1.1. Твэлы на основе карбидного и нитридного топлив
2.1.2. Твэлы на основе компактной двуокиси урана UO2
2.1.3. Конструкции ТВС новых модификаций реактора ВВЭР-1000
2.2. Интенсивность нейтронного излучения облучённого керамического ядерного топлива UO2, UC н UN
2.2.1. Образование нейтронов в облучённом керамическом ядерном топливе при протекании (а, п)-реакций на ядрах О, С и N
2.2.2. Образование ней тронов в облучённом керамическом ядерном топливе по каналу спонтанного деления
2.2.3. Образование нейтронов в облучённом керамическом ядерном топливе при
протекании (у, п)-реакний
2.2.4 Вклад (а, п)-реакций в интенсивность нейтронного излучения облученных UO2, UC и UN
2.3. Результаты расчетов. Выводы
ГЛАВА 3. ИНТЕСИВНОСТЬ НЕЙТРОННОГО ИЗЛУЧЕНИЯ ОТРАБОТАВШИХ СТАНДАРТНОЙ И МОХ-TBC С ПОВЫШЕННЫМИ ГЛУБИНАМИ ВЫГОРАНИЯ ТОПЛИВА
3.1. Нейтронная активность ОТВС при повышенных глубинах выгорания
3.2. Нейтронная активность ОТВС с различным временем выдержки
3.3. Образование нуклидов в МОХ-топливе реактора ВВЭР-1000
3.4. Нейтронная активность облучённого МОХ-топлива
3.5. Результаты расчетов. Выводы
ГЛАВА 4. ДОЗОВБІЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ВБЛИЗИ ОБЛУЧЁННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА С ПОВЫШЕННОЙ ГЛУБИНОЙ ВЫГОРАНИЯ
4.1. Методы транспортировки облучённого ядерного топлива
4.2. Транспортировка ОТВС реактора ВВЭР-1000
4.3. Основные требования действующей НТД в области транспортировки ОТВС
4.4. Технические и эксплуатационные характеристики ТК
4.4.1. Конструкция ТК
4.4.2. Технические характеристики ТК
4.4.3. Элементный состав защиты ТК
4.5. Особенности взаимодействия нейтронного и гамма-излучения с веществом
4.6. Расчет защиты от нейтронного излучения
4.7. Расчетная модель транспортного контейнера ТК
4.8. Расчет ослабления нейтронного потока но слоям защиты ТК
4.9. Результаты расчетов, сравнение расчетных данных с результатами экспериментальных измерений. Выводы
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
ЛИТЕРАТУРА
ПРИЛОЖЕНИЯ

ВВЕДЕНИЕ
Актуальность работы. Диоксид урана - самое распространенное химическое соединение, используемое в качестве ядерного топлива отечественных и зарубежных энергетических реакторов. Однако уже сегодня основное внимание уделяется монокарбиду (НС) и нитриду урана (1ЛМ). Проводимые сегодня ядерные, физические и теплофизические исследования говорят о том, что 1Ж наряду с ИС являются перспективными керамическими урановыми топливными материалами, способными заменить традиционное оксидное топливо (иСЬ).
Ядерное топливо легководных реакторов постоянно совершенствуется с внедрением новых технических решений, учётом новых эксплуатационных требований для обеспечения надежности и конкурентоспособности. Все усовершенствования осуществляются на фоне доминирующего условия -обеспечение максимально экономичного топливного цикла. К настоящему времени сформировались требования в виде двух топливных циклов. Первый 5><1 (пять лет с ежегодной перегрузкой) и 3x1,5 (три по полтора года).
Переход на более продолжительные топливные циклы приведет к повышению глубины выгорания топлива. Это с одной стороны увеличивает экономическую эффективность использования топлива. 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 интенсивности потоков нейтронного и гамма-излучения, что может вызвать неопределенность в отношении возможности обеспечить необходимую степень защиты ОТВС с повышенной глубиной выгорания с помощью имеющихся сегодня транспортных средств.
Перевозка ОТВС реакторов ВВЭР-1000 осуществляется в транспортном контейнере ТК-13, сертифицированного для ОТВС, с глубиной выгорания

При прочих равных условиях гексагональная форма ТВС обеспечивает более высокую однородность поля расположения твэл и гарантирует сохранность ТВС во время транспортно-технологических операций при ее изготовлении и при эксплуатации на АЭС [42, 47].
На рис. 2.1. показан ряд основных модификаций ТВС ВВЭР-1000, разработанных, начиная с 60-х годов прошлого века [46, 47].
твс утвс твс а твс-в твс-гм
Рис. 2.1. Основные модификации ТВС реактора ВВЭР-1000.
Первая из этих четырех модификаций УТВС (усовершенствованная тепловыделяющая сборка) представляет значительный шаг на пути обеспечения экономичных топливных циклов, так как она не содержит в районе активной зоны конструкционных материалов, сильно поглощающих нейтроны. В качестве материала оболочек твэл и каналов ТВС использован циркониевый сплав. В дополнение к этому в составе активной зоны стал применяться выгорающий поглотитель, интегрированный в топливную матрицу, взамен стержневых выгорающих поглотителей, устанавливаемых в каналы ТВС. Все это позволило улучшить топливный цикл, перейти с двух и трехгодичного на четырехгодичный топливный цикл. Для этого режима эксплуатации такой тип сборки, как позже выяснилось, является максимально выгодным, так как имел минимальную трудоемкость