Приложение в Основные принципы контроля глубины выгорания отработавшего ядерного топлива.
1 Общая нейтронная эмиссия выгруженного топлива складывается из двух основных составляющих: нейтронов спонтанного деления изотопов плутония и кюрия и вторичных нейтронов, возникающих за счет (α,n)-реакций на кислороде оксидного топлива (табл.В1, В2)[Б.1].
Таблица В1. Удельный выход нейтронов за счет спонтанного деления четных изотопов плутония и кюрия [Б.1, Б.8] (Изм.№2)
Изотоп |
T1/2(sf),год |
Множественность нейтронов спонтанного деления, дел-1 |
Выход нейтронов, с-1*кг-1 |
238Pu |
(4.7±0.2)1010 |
2.21±0.06 |
2.61*106 |
240Pu |
(1.16±0.04)1011 |
2.142±0.005 |
1.03*106 |
242Pu |
(6.8±0.1)1010 |
2.134±0.006 |
1.73*106 |
242Cm |
(7.05±0.14)106 |
2.54±0.02 |
1.968*1010 |
244Cm |
(1.32±0.007)107 |
2.72±0.02 |
1.116*1010 |
Таблица В2. Удельный выход нейтронов за счет (α,n)-реакции на кислороде [2] (Изм.№2)
Изотоп |
T1/2(α),год |
Выход нейтронов,с-1*кг-1 |
238Pu |
87.7±0.3 |
1.34*107 |
240Pu |
(6.563±0.007)103 |
1.41*105 |
242Pu |
(3.735±0.011)105 |
2.0*103 |
242Cm |
0.4458±0.0005 |
3.76*109 |
244Cm |
18.1±0.02 |
7.73*107 |
2. Период полураспада 244Cm – 18.1 года, таким образом, его активность медленно спадает в течение периода охлаждения ОТВС в бассейне выдержки. В соответствии с ОАБ, загрузке в ВКХ СХОЯТ подлежат ОТВС остаточное энерговыделение которых не более 0.99 кВт, что обеспечивается выдержкой ОТВС в ВБ в течение пяти и более лет. В этом случае излучаемые нейтроны образуются главным образом в результате спонтанного деления 244Cm. Доля нейтронов, излучаемых 244Cm как функция времени охлаждения ОТВС в бассейне выдержки, приведена на рисунке В1 [Б.3]. Доля нейтронов, излучаемых в результате спонтанного деления 244Cm, от общего числа нейтронов излучаемых ОТВС может быть оценена с помощью кода ОRIGEN2[Б.4], на основе данных о начальном обогащении топлива по 235U, графике нагрузки реактора, проектных параметрах реактора и вероятности нейтронного излучения от каждого нуклида актиноида. Из-за того, что нейтронные эмиттеры имеют разные периоды полураспада, доля нейтронов излучаемых 244Cm изменяется в течение периода охлаждения, и составляет более 95% при временах выдержки ОТВС в БВ более 3 лет (рисунки В2 и В3, таблицы В3 и В4).
3. Результаты, приведенные на рисунках В2 и В3 и в таблицах В3 и В4, получены без учета самопоглощения и размножения нейтронов в топливной части и конструкционных материалах ОТВС. Облучение топливной сборки обогащением 4.4% моделировалось с помощью кода ОRIGEN2 в течение трех топливных циклов, среднее энерговыделение ТВС в течение периода облучения составило 17.4 МВт, среднее выгорание за период облучения – 40.3 МВт·сут/кгU, средняя плотность потока нейтронов за период облучения - 3.65*1014 см-2·с-1.
Рисунок В1. Доля нейтронов излучаемых 244Cm как функция времени охлаждения ОТВС в бассейне выдержки.
Временное поведение кривой аппроксимировано в трех диапазонах времени выдержки. Корректировка активности 244Cm на радиоактивный распад проводится по формуле:
R=Rm*exp(-0.000105*T) , (В1)
где R - нейтронная активность (скорость эмиссии нейтронов) 244Cm на момент выгрузки ОТВС в бассейн выдержки, с-1;
Rm - измеренная нейтронная активность ОТВС, с-1;
Т – время охлаждения ОТВС в бассейне выдержки, сутки. (Изм.№2)
Поскольку доля нейтронов, излучаемых в результате спонтанного деления 244Cm, от общего числа нейтронов излучаемых ОТВС близка к единице, корректировка измеренной нейтронной активности ОТВС (Rm) на активность других актиноидов может не проводиться[Б.3].
Таблица В3. Эмиссия нейтронов (α,n)-реакции изотопами Pu и Сm (Расчеты по ОRIGEN2).
Время выдержк, год |
Эмиссия нейтронов (α,n)-реакции изотопом 238Pu, с-1 |
Эмиссия нейтронов (α,n)-реакции изотопом 240Pu, с-1 |
Эмиссия нейтронов (α,n)-реакции изотопом 242Сm, с-1 |
Эмиссия нейтронов (α,n)-реакции изотопом 244Cm, с-1 |
Cуммарная эмиссия нейтронов (α,n)-реакций, с-1 |
0 |
1.39E+06 |
1.69E+05 |
2.22E+07 |
1.24E+06 |
2.52E+07 |
0.5 |
1.44E+06 |
1.69E+05 |
1.02E+07 |
1.21E+06 |
1.33E+07 |
1 |
1.46E+06 |
1.69E+05 |
4.71E+06 |
1.19E+06 |
7.80E+06 |
1.5 |
1.46E+06 |
1.69E+05 |
2.17E+06 |
1.17E+06 |
5.28E+06 |
2 |
1.46E+06 |
1.69E+05 |
1.00E+06 |
1.14E+06 |
4.13E+06 |
2.5 |
1.46E+06 |
1.69E+05 |
4.64E+05 |
1.12E+06 |
3.61E+06 |
3 |
1.45E+06 |
1.69E+05 |
2.18E+05 |
1.10E+06 |
3.37E+06 |
3.5 |
1.45E+06 |
1.69E+05 |
1.04E+05 |
1.08E+06 |
3.27E+06 |
4 |
1.44E+06 |
1.69E+05 |
5.21E+04 |
1.06E+06 |
3.23E+06 |
4.5 |
1.43E+06 |
1.69E+05 |
2.82E+04 |
1.04E+06 |
3.21E+06 |
5 |
1.43E+06 |
1.69E+05 |
1.71E+04 |
1.02E+06 |
3.21E+06 |
5.5 |
1.42E+06 |
1.69E+05 |
1.21E+04 |
1.00E+06 |
3.21E+06 |
6 |
1.42E+06 |
1.69E+05 |
9.71E+03 |
9.81E+05 |
3.22E+06 |
Таблица В4. Эмиссия нейтронов спонтанного деления изотопами Pu и Сm (Расчеты по ОRIGEN2)
Время выдержки, год |
Эмиссия нейтронов спонтанного деления изотопом 238PU, с-1 |
Эмиссия нейтронов спонтанного деления изотопом 240PU, с-1 |
Эмиссия нейтронов спонтанного деления изотопом 242PU, с-1 |
Эмиссия нейтронов спонтанного деления изотопом 242Cm, с-1 |
Эмиссия нейтронов спонтанного деления изотопом 244Cm, с-1 |
Эмиссия нейтронов спонтанного деления изотопами Pu и Cm, с-1 |
Cуммарная эмиссия нейтронов спонтанного деления и нейтронов (α,n)-реакций, с-1 |
Доля нейтронов спонтанного деления изотопа 244Cm, % |
0 |
|
8.88E+05 |
3.07E+05 |
1.08E+08 |
1.49E+08 |
2.58E+08 |
2.84E+08 |
52.90 |
0.5 |
2.35E+05 |
8.89E+05 |
3.07E+05 |
4.96E+07 |
1.46E+08 |
1.98E+08 |
2.11E+08 |
69.77 |
1 |
2.38E+05 |
8.89E+05 |
3.07E+05 |
2.28E+07 |
1.43E+08 |
1.68E+08 |
1.76E+08 |
81.93 |
1.5 |
2.38E+05 |
8.89E+05 |
3.07E+05 |
1.05E+07 |
1.40E+08 |
1.53E+08 |
1.58E+08 |
89.35 |
2 |
2.38E+05 |
8.89E+05 |
3.07E+05 |
4.85E+06 |
1.38E+08 |
1.45E+08 |
1.49E+08 |
93.38 |
2.5 |
2.37E+05 |
8.89E+05 |
3.07E+05 |
2.25E+06 |
1.35E+08 |
1.39E+08 |
1.43E+08 |
95.19 |
3 |
2.37E+05 |
8.89E+05 |
3.07E+05 |
1.06E+06 |
1.33E+08 |
1.36E+08 |
1.39E+08 |
96.47 |
3.5 |
2.36E+05 |
8.90E+05 |
3.07E+05 |
5.06E+05 |
1.30E+08 |
1.33E+08 |
1.36E+08 |
96.38 |
4 |
2.35E+05 |
8.90E+05 |
3.07E+05 |
2.53E+05 |
1.28E+08 |
1.30E+08 |
1.33E+08 |
97.04 |
4.5 |
2.34E+05 |
8.90E+05 |
3.07E+05 |
1.37E+05 |
1.25E+08 |
1.27E+08 |
1.31E+08 |
96.21 |
5 |
2.33E+05 |
8.90E+05 |
3.07E+05 |
|
1.23E+08 |
1.25E+08 |
1.28E+08 |
96.89 |
5.5 |
2.32E+05 |
8.90E+05 |
3.07E+05 |
|
1.20E+08 |
1.23E+08 |
1.26E+08 |
96.03 |
6 |
2.31E+05 |
8.90E+05 |
3.07E+05 |
|
1.18E+08 |
1.20E+08 |
1.23E+08 |
96.73 |
Рисунок В2
Рисунок В3
Для отработавшего топлива легководных реакторов нейтронная активность 244Cm может быть соотнесена с выгоранием посредствам соотношения[Б.3].
R=αEβ , (В2)
где R – R - нейтронная активность (скорость эмиссии нейтронов) 244Cm на момент выгрузки ОТВС в бассейн выдержки, с-1
Е – расчетное выгорание ОТВС, МВт·сут/кгU
α и β – апроксимационные параметры, соответствующие конкретной топливной конфигурации и изменяющиеся в зависимости от типа реактора.
α – зависит от начального обогащения сборки и уменьшается с обогащением;
β – зависит от типа реактора, точнее, от жесткости спектра нейтронов. Для зарубежных реакторов с кипящей водой эта величина лежит в диапазоне 3.5 – 4, а для реакторов с водой под давлением - от 4 до 5.5.