Добавил:

ivanov666 Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.

Вуз:

Башкирский Государственный Аграрный Университет

Предмет:

[НЕСОРТИРОВАННОЕ]

Файл:

Основы учёта и контроля делящихся материалов в производстве. Учебное пособие

.pdf

Скачиваний:

Добавлен:

08.09.2026

Размер:

2 Мб

Скачать

☆

<<< < Предыдущая 1 2 3 4 5 67 / 107 8 9 10 > Следующая >>>

ВВЭР-1000 и, особенно, РБМК-1000 близки к заполнению РосАтом

принял решение ввести в эксплуатацию на ФГУП «ГХК» «сухое» хранилище ОЯТ (ХОТ-2) в камерном варианте общей емкостью 38000 тонн (по урану), из них 27000 тонн для хранения ОТВС реакторов РБМК, 11000 тонн для ОТВС ректоров ВВЭР-1000. По оценке специалистов, ХОТ-2 не окажет отрицательного воздействия на персонал, население и окружающую среду.

ХОТ-2 укомплектовано современными системами контроля за радиационной и ядерной безопасностью. Комплекс хранилища ХОТ-2 обеспечит безопасное долговременное хранение ОЯТ реактора РБМК1000 и ВВЭР-1000 и передачу его в дальнейшем на радиохимическую переработку или подземную изоляцию.

Главный корпус сухого хранилища ХОТ-2 представляет собой железобетонное здание. Для этого хранилища используются недостроенные здания завода РТ-2. СХОЯТ состоит из отделения приема транспортного упаковочного комплекта, узла перегрузки, отделения запеналивания и камер хранения ОЯТ.

6.4. Ядерная и радиационная безопасность систем

хранения ядерных материалов

6.4.1. Ядерная безопасность. Основные проблемы

ядерной безопасности хранилищ ОЯТ

Ядерная безопасность – свойства системы (ядерного объекта), обу- славливающие невозможность ядерной аварии. Система является ядернобезопасной только в том случае, если эффективный коэффициент размножения (k

) этой системы при полном заполнении ее водой

эфф

≤ 0,8…0,95.

Особенности развития ядерной энергетики во многих странах потребовали решения следующих задач:

выбор программ, позволяющих определять k

с точностью необ-

эфф

ходимой для достижения безопасности (ядерной и радиационной) хранения ОЯТ;

необходимость и возможность экспериментального определения

подкритичности хранилищ, глубины выгорания топлива;

анализ проектных и запроектных аварий;

анализ новых видов топлива (уран-гадолиниевого, уран-

эрбиевого, смешаннонго уран-плутониевого, смешанного нитридного и карбидного топлив), обоснование безопасности хранилищ для новых видов ОЯТ.

обоснования безопасности хранилищ для ядерного топлива в свя-

зи с повышением обогащения и выгорания топлива АЭС.

учѐт выгорания топлива для обоснования ядерной и радиацион-

ной безопасности.

6.4.2. Методы расчета эффективного коэффициента размножения

в хранилищах ОЯТ

В настоящее время широко используются различные программы, реализующие метод Монте-Карло: MCU-RFFI, MCNP, SCALE, MMKFK-2. Для определения погрешностей методов расчета k

проведено большое

эфф

число критических экспериментов, имитирующих условия хранения ТВС или твэл реакторов типа ВВЭР. Для ТВС других типов реакторов специальных критических экспериментов не проводили, в этом случае единственной возможностью определения погрешностей является сравнение результатов по разным апробированным программам с помощью упрощенных физических моделей.

В большинстве случаев в нормальных условиях расчет k

хранилища

эфф

сводится к расчету выделенной ячейки, что позволяет упростить расчеты и внести некоторый консерватизм в расчеты. Сравнительные расчеты k

эфф

по-

казывают хорошее согласие перечисленных программ в пределах 1,5…2 % в k требует изучения его причин. Сравнение результатов расчетов k

, за исключением плотности воды до 0,05 г/см3, где различие больше и

эфф

с дан-

эфф

ными специальных критических экспериментов с твэл низкого обогащения также показало, что методическая погрешность составляет ~1 %.

В настоящее время актуальным становится требование Госатомнадзора использовать аттестованные программы для расчета k

храни-

эфф

лищ. Несмотря на формальную справедливость указанного требования, оно не является основным или первопричинным с точки зрения безопасности. Одним из основных является принцип консервативности, реализуемый на всех этапах анализа ядерной безопасности. В частности при расчете предполагается, что топливо «свежее», при этом k

эфф

не

должен превышать 0,95 при нормальной эксплуатации и вероятностных

аварийных ситуаций (сейсмических ураганов; падении самолета; воз-

душной ударной волне; появления в зоне хранения твэл и ТВС воды, разрушение отдельных твэл и ТВС с образованием просыпи; изменении геометрия расположения пеналов и т. п.).

С появлением нового вида топлива – уран-эрбиевого для РБМК, уран-гадолиниевого для ВВЭР, смешанного оксидного ((U-Pu)O2), нитридного ((U-Pu)N), карбидного ((U-Pu)C) для БН-600, в перспективе и для ВВЭР-1000 возникает необходимость обоснования безопасности имеющихся хранилищ ОЯТ. Особенностью уран-эрбиевых ТВС реактора РБМК является повышения обогащения до 2,8…3 % по U

235

с добав-

лением выгорающего поглотителя эрбия в количестве 0,4…0,8 %.

Расчетные исследования показали, что требования ядерной безопасности долговременных хранилищ («мокрое» хранение) ОЯТ РБМК выполняются в условиях, как нормальной эксплуатации, так и проектных аварий в предположении, что топливо «свежее». Вместе с тем в запроектных авариях k

может превысить единицу, если в бассейне выдерж-

эфф

ки находится «свежее» топливо. В тоже время, если учитывать проектную глубину выгорания топлива, составляющую ~20 МВт·сут/кгU (ОЯТ РБМК-1000), то подкритичность (k

≤ 0,95) обеспечивается с большим

эфф

запасом и в запроектных авариях. Поэтому расчетчикам предложено учитывать выгорание ОЯТ при анализе запроектных аварий, т. к. реально храниться выгоревшее топливо.

Таким образом, ядерная безопасность для нормальных условий и исходных событий проектных аварий должна быть доказана в предположении, что топливо свежее, для запроектных аварий – с учѐтом глубины выгорания.

Использование глубины выгорания ОЯТ в качестве параметра ядерной безопасности реально, только после проведения ряда мероприятий, исключающих ошибки при определении глубины выгорания ОТВС.

Использование на практике программ расчета k

типа MCU-RFFI,

эфф

SCALE, MMKFK-2 позволяют рассчитывать хранилище ОЯТ с точностью ~10–5…10–6. Вместе с тем требуются дополнительные исследования по определению погрешностей расчета смешанного уранплутониевого, уран-эрбиевого, уран-гадолиниевого топлива.

6.4.3. Радиационная безопасность

Вид излучения

Энергия излу-

чения

Предельно допустимая мощность дозы,

интенсивность или плотность потока

излучения при работе 36 ч в неделю

Рентгеновское и γ

≤3 МэВ

2,8·10−3 Р/ч

≤10 МэВ

20 β-част.·см−2·с

−1

Вид излучения

Энергия излучения

Предельно допустимая мощность дозы, интенсивность или плотность потока излучения при работе 36 ч в неделю

Медленные нейтроны

≤ 0,1 эВ

550 нейтр.·см−2·с−1

Промежуточные нейтроны

≤ 5 эВ

640 нейтр.·см−2·с−1 Быстрые нейтроны

~10 МэВ

20 нейтр.·см−2·с−1

Радиационная безопасность – защищенность от прямого облучения всеми видами ионизирующего излучения.

Главной целью радиационной безопасности является охрана здоровья населения и персонала от вредного воздействия ионизирующего излучения. Система, содержащая ЯМ является радиационнобезопасной, в случае если дозы излучения вблизи этой системы не превышают предельно допустимых значений (см. табл. 6.1).

Последствия при проектной аварии не должны приводить к дозам облучения населения, требующим принятия обязательных мер по его защите. При запроектной аварии ограничение облучения осуществляется защитными мероприятиями, применяемыми к окружающей среде и к человеку.

Ниже в табл. 6.1. приведены предельно допустимые уровни ионизирующего излучения, которые соответствуют предельно допустимой эквивалентной дозе 100·10−3 бэр в неделю.

Предельно допустимые уровни излучения

Таблица 6.1

6.4.4. Радиационные характеристики облученного ядерного топлива

Нуклиды, находящиеся в работающим ядерном реакторе кроме радиоактивного распада испытывают ряд превращений, обусловленных взаимодействием с нейтронами. В результате длительной работы первоначальный состав ядерного топлива претерпевает изменения, так как происходит распад и деление, накопление новых тяжелых нуклидов, которые в свою очередь могут делиться нейтронами.

В общем случае изотопный состав ОЯТ является функцией начального состава ядерного топлива, истории облучения и времени выдержки топлива. Знание изотопного состава ОЯТ является крайне важным, так как именно на его основе проводится обоснование безопасности обращения с ОЯТ при хранении, транспортировании и переработке.

ОЯТ обладает мощным ионизирующим излучением. Источником этого излучения могут являться до 800 радиоактивных изотопов. Радиа-

ционный распад этих изотопов ведѐт к появлению , β, γ и нейтронного излучения.

Не все указанные виды излучения влияют на внешний радиационный фон. - и β-частицы в основном поглощаются в топливе вблизи мест своего появления, а внешнее излучение создаѐтся распадными

γ-квантами, а также нейтронным излучением.

При обращении с ОЯТ для обеспечения радиационной безопасности в первую очередь решаются задачи защиты от потоков высокоэнергетических γ-квантов, так как интенсивность γ-излучения на несколько порядков выше интенсивности нейтронного излучения. По этой причине нейтронного излучения менее изучено по сравнению с γ-излучением и существуют определенные трудности с определением источника нейтронов в ОЯТ и его основных характеристик (спектр излучения, интенсивность).

Основными источниками нейтронного излучения в облучѐнном топливе являются нейтроны, образующиеся в результате ( ,n)-реакций на легких ядрах, входящих в состав ОЯТ, спонтанное деление ядер урана и трансурановых элементов и фотонейтроны, образующиеся в результате

(γ,xn)-реакций на диоксидах урана и трансурановых элементов.

Выше отмечалось, что γ-излучение вблизи ОТВС на несколько порядков превышает интенсивность нейтронного излучения. Но с ростом

глубины выгорания нейтронное излучение растѐт гораздо быстрее, чем

/0,965

( ) 0,4527 2,29

S E e sh E

γ-излучение, т. к. продукты деления, которые определяют γ-фон, накапливаются линейно с глубиной выгорания, а накопление младших актиноидов (изотопы Np, Am и Cm), создающих нейтронное излучение можно аппроксимировать полиномом 4-й степени. Кроме того, γ-излучение ОЯТ (особенно его составляющая от продуктов деления) спадает гораздо быстрее, чем нейтронная составляющая. По этой причине нейтронное излучение при некоторых условиях может вносить заметный вклад в общую интенсивность нейтронного излучения ОЯТ.

6.4.5. Нейтронная составляющая

радиационных характеристик ОЯТ

Источник нейтронного излучения ОЯТ имеет сложную структуру. Задачу определения источника нейтронного излучения можно существенно упростить, если рассматривать не все радиоактивные изотопы, содержащиеся в ОЯТ, а только те из них, которые суммарно вносят определяющий вклад в данный тип излучения.

Известно, что значимый вклад в нейтронный источник вносится спонтанным делением, причем 98 % нейтронов спонтанного деления образовано Сm

244

. Рассмотрим основные каналы формирования ней-

тронного поля.

Образование нейтронов по каналу спонтанного деления. Основным источником таких нейтронов будут являться ядра урана и изотопов трансурановых элементов (актиноидов) содержащихся в ОЯТ.

Удельная интенсивность нейтронного излучения, образующегося при спонтанном делении ядер актиноидов, определяется по соотношению:

где А

сп

– интенсивность распада, дел./(г·с); ν

сп

=mi·А

сп

, нейтр./с,

i·νi

сп

– число мгновенных ней-

тронов, которые образуются по каналу спонтанного деления.

Ниже в табл. 6.2. приведены основные характеристики некоторых спонтанно делящихся актиноидов.

Энергетический спектр нейтронов (спонтанного и вынужденного деления) для большинства актиноидов аппроксимируется соотношением:

Таким образом, при описании спектра нейтронов спонтанно деля-

Нуклид

Tsf, лет

Asf, дел./(с·г)

vsf

qsf, нейтр./(с·г)

αср

, МэВ

238

4,77·1010

1,10·103

2,33

2,56·103

5,49

240

1,34·1011

4,10·102

2,10

8,61·102

5,20

242

7,00·1010

8,00·102

2,3

1,84·103

4,95

242

6,56·106

8,4·106

2,33

1,96·107

6,10

244

1,35·107

4,2·106

2,70

1,13·107

5,79

252

85,5

7,1·1011

3,81

2,71·1012

6,01

Рис. 6.1. Спектры нейтронов деления

щихся актиноидов можно воспользоваться спектром нейтронов одного актиноида (см. рис. 6.2), дающего наибольший вклад в интенсивность

нейтронного излучения.

Таблица 6.2

Выход нейтронов по каналу спонтанного деления

Ниже на рис. 6.1. приведены энергетический спектр нейтронов деления Pu нейтронов спонтанного деления Cm

239

под действием тепловых нейтронов (спектр Уатта) и спектр

244

(экспериментальные данные).

Образование нейтронов в ОЯТ при протекании (γ,xn)-реакций. Для

образования фотонейтронов необходимо наличие γ-излучения высоких энергий (от 4 до 14 МэВ). Источниками γ-излучения в ОЯТ являются процессы β-распада продуктов деления и активации, спонтанного деления ядер урана и образующихся в ходе облучения изотопов актиноидов. В указанный энергетический интервал попадают мгновенные γ-кванты, образующиеся при спонтанном делении ядер актиноидов.

Удельная интенсивность нейтронного излучения, обусловленная протеканием (γ,n)-реакции, определяется соотношением вида:

где А

(Z) – удельная интенсивность генерации γ-квантов, испускаемых

γ,n

(Z)=А

(Z)·σ

γ,n

Ni(Z)/μj(Z), нейтр/(с·г),

k-м нуклидом, γ-квант/(с·г); Ni(Z) – концентрация ядер i-го актиноида в

соединении, см−3; σ

γ,n

(E) – микроскопическое эффективное сечение

(γ,n)-реакции на i-м актиноиде, см2; μj(Z) – полный коэффициент взаимодействия γ-квантов для j-го соединении, включающий фотоядерное взаимодействие, см–1.

Расчет значения сечения (γ,n)-реакций можно проводить с использованием боровского механизма при описании образования промежуточного ядра с последующим вылетом частиц-продуктов, по соотношению:

γ,n

=σ

γ,n

(Гi/2)2(E0i/Ei)

1/2

/((Ei − E0i)2 + (Гi/2)2),

где 0i – максимальное значение сечения резонанса i-го актиноида; i – полуширина резонанса i-го актиноида;

– энергия максимума резо-

нанса i-го актиноида.

Положение максимума может быть удовлетворительно описано следующим образом:

Е0i≈31,2·A

−1/3

+20,6·A

−1/6

, МэВ,

где Аi – атомная масса i-го нуклида.

Полуширина резонанса, удовлетворительно описывается формулой:

Гi=0,026·E

1,91

, МэВ.

Ниже на рисунке приведены расчетные и экспериментальные значения сечений, найденные по соотношениям приведенным выше.

Рис. 6.1. Расчетные и экспериментальные значения сечений реакции (γ,n) на ядрах:

а) U

235

и б) U

238

Интенсивность нейтронного излучения, обусловленная протекани-

ем ( ,n)-реакций. Одной из особенностей нейтронного излучения явля-

ется то, что ( ,n)-нейтроны (нейтроны от реакции ( ,n) на ядрах O, C, N и на некоторых легких ядер-продуктах деления, вызываемые

-частицами Pu, Am и Cm) являются важной составляющей нейтронно-

го излучения ОЯТ. В зависимости от типа реактора, выгорания, вы-

держки и начального обогащения вклад ( ,n)-реакции может изменяться

Рис. 6.2. Спектры нейтронов деления и нейтронов, образующихся в ( ,n)-реакциях

от 20 до 80 % от общей нейтронной активности ОЯТ. В связи с этим ( ,n)-реакция может существенно осложнить радиационную обстановку

вблизи ОЯТ. Кроме того, спектр ( ,n)-реакции на кислороде и, в особенности на углероде существенно «жестче» по сравнению со спектром спонтанного деления (см. рис. 6.2), поэтому при расчете радиационных характеристик ОЯТ и систем храненения ЯМ необходимо принимать во внимание энергетический спектр ( ,n)-нейтронов.

На рис. 6.2 приведены экспериментально определенные энергетические спектры нейтронов, образующихся в результате ( ,n)-реакций,

для Сm

242

О2 и Сm

244

О2, максимальная энергия которых ≈ 4…5 МэВ, а

средняя ≈ 2…3 МэВ (см. рис. 6.2). Из рис. 6.2 видно, что спектры ( ,n)нейтронов существенно разнятся, в то время как спектры нейтронов деления, в том числе и спектры нейтронов спонтанно делящихся актиноидов, принципиально не отличаются друг от друга и описываются формулой Уатта.

<<< < Предыдущая 1 2 3 4 5 67 / 107 8 9 10 > Следующая >>>

Соседние файлы в предмете [НЕСОРТИРОВАННОЕ]