Комплексное исследование моделей взаимодействия высокоэнергетических частиц и создание библиотеки активационных ядерных данных

• Автор: Наталенко, Анатолий Андреевич
• Шифр специальности: 05.13.18
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2010
• Место защиты: Москва
• Количество страниц: 146 с. : ил.

1.1.Перспективы обращения с радиоактивными отходами ядерного топливного цикла.

1.1.1 .Стратегии захоронения отходов ядерного топливного цикла.

1.1.2.Трансмутация долгоживущих младших актинидов и продуктов деления.

1.2.Применение электроядерной установки для трансмутации долгоживущих младших актинидов.

1.3.Ядерные данные для инновационных ядерных установок.

1.3.1 .Международные библиотеки ядерных данных.

1.3.2.Ядерные данные необходимые для расчта и конструирования элехгроядерных установок.

ГЛАВА II. Теория ядерных реакций в энергетическом диапазоне свыше 0 МэВ.

2.1. Обзор программ и моделей ядерных реакций в энергетическом диапазоне свыше 0 МэВ.

2.2. Обзор программ X и 1.

2.2.1. X i x.

2.2.2. I.
2.3. Быстрая часть реакции. Модель внутриядерного каскада МВК
I I.
2.3.1. Модель внутриядерного каскада ii.
2.3.2. Модель внутриядерного каскада I. ,
2.3.3. Модель внутриядерного каскада .
2.3.4. Модель внутриядерного каскада I4.
2.3.5. Каскадноэкситонная модель СЕМ
2.4. Описание предравновесной стадии реакции.
2.4.1. Многоступенчатая предравновесная модель i
iii .
2.5. Испарительная стадия ядерной реакции.
2.6. Модель деления .
2.7. Проблемы описания высокоэнергетических взаимодействий.
ГЛАВА III. Создание библиотеки оцененных активационных цдернмх данных .
3.1. Аналитический подход к выбору моделей для расчета библиотеки протонных активационных ядерных данных .
3.2. Статистический подход к выбору моделей для расчта библиотеки протонных активационных ядерных данных .
3.2.1. Анализ экспериментальных активационных ядерных данных из библиотеки X.
3.2.2. Статистический анализ и выбор оптимальных комбинаций моделей для расчта протонных активационных ядерных данных.
3.2.2.1. Факторный анализ.
3.2.2.2. Корреляционный анализ и оценка по МНК.
3.3. Создание библиотеки протонных активационных ядерных данных .
3.4. Обновление библиотеки нейтронных активационных ядерных данных I.
3.5. Анализ активационных ядерных данных из библиотек X, и .
3.6. Графический интерфейс для просмотра файлов активационных ядерных данных записанных в формате 6.
Глава IV. Верификация программных комплексов и МЕЬССЖдля расчтов в обоснование безопасности ЭЛЯУ.
4.1. Европейский проект реактора на быстрых нейтронах, охлаждаемого жидким свинцом ЕЬБУ.
4.2. Использование программного комплекса А8ТЕС для моделирования поведения продуктов деления и других элементов, поступающих в систему охлаждения реактора при тяжелой аварии.
4.3. Оценка радиационной обстановки в защитной оболочке реактора ЕЬ8У в случае попадания продуктов деления ПД и трансурановых элементов ТУ в теплоноситель первого контура с последующим нарушением целостности корпуса реактора.
4.4. Расчетноэкспериментальное моделирование теплогидравлических процессов в защитной оболочке экспериментального реактора РНЕВШ вследствие тяжелой аварии.
4.5. Изучение теплогидравлических режимов работы системы охлаждения реактора ЕЬБУ в условиях аварии.
Заключение
Литература


По материалам диссертации опубликованы работ, в том числе 4 статьи в ведущих рецензируемых научных журналах, определенных ВАК, и в материалах всероссийских и международных конференций и семинаров. Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, четырех глав текста, заключения, библиографического списка, включающего 3 наименований и двух приложений. Работа изложена на 6 страницах с иллюстрациями и таблицами. Содержание работы. Во введении раскрыта актуальность темы диссертации, степень е разработанности, определены цель, задачи и методология исследования. Обоснованы научная новизна и практическая значимость диссертации. В Главе I рассматривается проблема обращения с отработавшим ядерным топливом после его выгрузки из реактора. Представлен обзор способов захоронения радиоактивных отходов ядерного топливного цикла. Показана возможность применения электроядерной установки для трансмутации младших актинидов и продуктов деления, как актуальная инновационная концепция обращения с отходами ядерного топливного цикла. Дается обзор существующих библиотек оцененных ядерных данных и деятельности в области их оценки. Обозначена проблема нехватки ядерных данных для расчта и конструирования ЭЛЯУ. В Главе И раскрывается проблематика моделирования ядерных реакций в области энергий налетающей частицы более 0 МэВ. Дается подробное описание и сравнительный анализ различных каскаднопрсдравновесноиспарительных моделей, реализуемых в программах I и X С. Определяются важнейшие параметры моделей, влияющие на результаты моделирование. Проводится ранжирование моделей внутриядерного каскада, уделяется
внимание проблемам описания высокоэнергетических взаимодействий. В Главе III описаны методики создания библиотеки НЕРА1 и обновления библиотеки ЕАР. Представлен аналитический и статистические подходы к выбору моделей для расчта библиотеки протонных активационных ядерных данных НЕРАО. Проведен анализ активационных ядерных данных из библиотек ЕХРСЖ, Ш1ЧОЬНЕ и НЕАБ. В заключение главы описан графический интерфейс, созданный для удобного просмотра файлов активационных ядерных данных записанных в формате ЕРГОРб. В Главе IV описана верификация программных комплексов А8ТЕС и МЕЬССЖ на основе данные интегрального эксперимента РНЕВиЯ РРТ1. Проведено моделирование поведения продуктов деления и других элементов, поступающих в систему охлаждения реактора при тяжелой аварии. Изучен ряд теплогидравлических режимов работы системы охлаждения ЭЛЯУ на основе реактора ЕЬ8У в условиях аварии. Проведена оценка радиационной обстановки в защитной оболочке реактора ЕЬ8У в случае попадания продуктов деления ПД и трансурановых элементов ТУ в теплоноситель первого контура с последующим нарушением целостности корпуса реактора. ГЛАВА I. Перспектива трансмутации отходов ндерного топливного цикла и проблема ядсрных данных для инновационных ядерных установок В большинстве стран под РАО понимают продукты деления и трансурановые элементы, содержащиеся в ОЯТ. Например, в отработавшем топливе реакторов типа ВВЭР содержится около 1 по массе невыгоревшего 5и, столько же плутония обычно это смесь из нескольких изотопов, в том числе 9Ри, но конкретный вид плутониевого вектора определятся спецификой топливного цикла, около массы ОЯТ составляет и, оставшуюся часть составляют продукты деления и трансурановые элементы. Активность одной тонны свежевыгруженного топлива примерно равна одному миллиону кюри. С течением времени это значение уменьшается за счет распада короткоживущих ПД. Но основная проблема в обращении с ОЯТ связана с присутствием в нм долгоживущих трансурановых элементов и продуктов деления, которые поддерживают активность ОЯТ на высоком уровне в течение сотен тысяч лет. Изотопный состав 1 тонны ОЯТ реактора ВВЭР представлен в табл. Т2 больше 0 лет. Таблица 1. Бс 6. Тс 2. Ри 2. Ри 6. Рс 6. Ю6 0 2,2Ри 3. Ат 4. Сз 2. После распада короткоживущих ПД основные вкладчики в активность это Уг и ь7Сб, определяющих активность ОЯТ в первые сто лет после выгрузки из реактора, доминирующую составляющую в активность ОЯТ начинают вносить долгоживущие МА и ПД, представленные в табл.