Разработка расчетной методики моделирования радиационных характеристик облученного ядерного топлива

• Автор: Опаловский, Владимир Александрович
• Шифр специальности: 05.14.03
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2007
• Место защиты: Москва
• Количество страниц: 138 с. : ил.

ОГЛАВЛЕНИЕ
ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1. ОБЗОР РАСЧТНЫХ И ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ МЕТОДИК ОПРЕДЕЛЕНИЯ ПАРАМЕТРОВ ОЯТ

1.2 Введение

1.2 Экспериментальное определение глубины выгорания и времени

выдержки ОЯТ

1.3 Изотопный состав ОЯТ

1.4 Ядерная безопасность ОЯТ

1.5 Радиационная безопасность ОЯТ.

ГЛАВА 2. РАЗРАБОТКА НОВОЙ РАСЧТНОЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЙ МЕТОДИКИ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ГЛУБИНЫ ВЫГОРАНИЯ И ВРЕМЕНИ

ВЫДЕРЖКИ ОЯТ

ГЛАВА 3. СТРУКТКРА РАДИАЦИОННЫХ ИСТОЧНИКОВ ОЯТ
3.1 Изотопный состав ОЯТ
3.2 Радиационное излучение ОЯТ
3.3 Радиационный источник ОЯТ при различных глубинах выгорания
3.3.1. Нейтронный источник.
3.3.2 Формирование нейтронного источника.
3.3.3 Источник гаммаквантов.
3.3.4 Формирование источника гаммаквантов.
3.3.5 Основные продукты деления вносящие вклад в гаммафон.
3.3.6 Верификация полученных результатов.
3.3.7 Выводы.
ГЛАВА 4. МОДЕЛИРОВАНИЕ РАДИАЦИОННОЙ ОБСТАНОВКИ ВОКРУГ ТРАНСПОРТНОГО КОНТЕЙНЕРА С ОЯТ
4.1 Алгоритм моделирования радиационной обстановки вокруг
транспортного контейнера с ОЯТ
4.2 Результаты расчта мощности дозы по .
4.3 Результаты расчтов мощности дозы по комплексу
ГЛАВА 5. ПОГРЕШНОСТИ ОПРЕДЕЛЕНИЯ РАДИАЦИОННЫХ ХАРАКТЕРИСТИК ОЯТ
5.1 Место моделирования радиационной обстановки в обосновании безопасного обращения с ОЯТ
5.2 Погрешность моделирования радиационной обстановки вокруг транспортного контейнера с ОЯТ.
5.2.1 Погрешность 8АБ2Н
5.2.2 Погрешность МСИР.
5.2.3 Различные составляющие неопределенности мощности дозы
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
ЛИТЕРАТУРА


Также в третьей главе поднят вопрос необходимости составления бенчмарков для определения характеристик ОЯТ, так как в открытой литературе этот вопрос рассмотрен недостаточно. В четвёртой главе представлена новая численная методика для определения радиационной обстановки вокруг транспортного контейнера с ОЯТ, основанная на совместном использовании комплекса SCALE (для расчёта изотопного состава ОЯТ и радиационного источника) и программы MCNP (для расчёта переноса излучения через стенки контейнера и мощности дозы). Проведено сравнение результатов, полученных по предложенной и по ныне существующей методике. В пятой главе проведён анализ погрешностей, возникающих при определении радиационной обстановки вокруг транспортного контейнера с ОЯТ. Представлены рекомендации по минимизации статистической погрешности, возникающей при использовании метода Монте-Карло. Актуальность проблемы, разрабатываемой в диссертации, связана с возрастанием роли радиационной безопасности при обращении с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ) на современном этапе развития ядерной энергетики. Эксплуатация действующих атомных электростанций (АЭС), а также строительство новых АЭС, приводит к накоплению большого количество ОЯТ и, как следствие, к возрастанию количества операций по обращению с ОЯТ. Всё это делает актуальным разработку современного расчётного инструмента для математического моделирования радиационных характеристик ОЯТ на основе новейших методик, программ и библиотек ядеряых данных; а также определение погрешности такого инструмента. Целью диссертационной работы является разработка расчётной методики для обоснования повышения уровня радиационной безопасности при обращении с ОЯТ на различных этапах внешнего ядерного топливного цикла (ЯТЦ). ОЯТ. Основные результаты, изложенные в работе, докладывались: на научных сессиях МИФИ в секции физико-технических проблем ядерной энергетики (Москва , , и годы); на научных семинарах ВОЛГА, посвящённых проблемам физики реакторов ( и годы); на семинарах Нейтроника, посвящённых методам и алгоритмам расчёта ядерных реакторов (Обнинск , и годы); на международной конференции Supercomputing in Nuclear Applications SNA-, (Франция, Париж год); на международной конференции по радиационной защите (Португалия, Мадейра г). По результатам исследования, составившим основу диссертации, опубликовано 9 работ, из них 2 в рецензируемых изданиях. ГЛАВА 1. Эксплуатация ядерных реакторов приводит к образованию облучённого ядерного топлива (ОЯТ). За время существования ядерной энергетики в Российской Федерации было накоплено более т ОЯТ с суммарной активностью порядка 0 Бк [2]. Это количество продолжает ежегодно увеличиваться. Традиционным видом ядерного топлива является диоксид урана иОг. Но в настоящее время ведётся разработка и планируется использование других типов ядерного топлива. Это смешанные уран-плутониевые оксиды (и-Ри) [3-] и нитриды (-Ри)К [-]. Или, например, топливо для достижения сверхглубоких выгораний (ТЬ-Ра-и) [-], и некоторые другие. Существуют две основные стратегии обращения с облучённым топливом, сводящиеся либо к его захоронению, либо к повторному использованию (рис. В настоящее время вопрос стратегии окончательно не решён ни в одной стране мира. При выборе любого из этих сценариев необходимо обеспечить безопасность обращения с ОЯТ, для чего необходимо знание его характеристик. Проблему безопасного обращения с ОЯТ можно представить как совокупность нескольких основных задач. Первая - это задача на определение коэффициента размножения и обеспечения условий подкритичности ёмкостей с ОЯТ, то есть обоснование ядерной безопасности при хранении и транспортировании ОЯТ. Вторая задача - это обоснование радиационной безопасности ОЯТ. Третья - определение тепловыделения ОЯТ и четвёртая -обеспечение прочности облучённых тепловыделяющих сборок (ОТВС) и транспортных контейнеров. Рис. Возможные сценарии обращения с ОЯТ. Данная диссертация посвящена моделированию радиационных характеристик ОЯТ. Радиационные характеристики ОЯТ (активность, энерговыделение, источники нейтронного и гамма-излучения) определяются его изотопным составом.