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 6 78 / 108 9 10 > Следующая >>>

При определении источника нейтронов в ОЯТ необходимо учиты-

α,n α,n

( ) ( )

i i i

Q E mq E

α,n

α,n α

()

i i j

q E q n dE

вать спектр ( ,n)-нейтронов от каждого диоксида актиноида. Сделать это можно при помощи модуля ORIGEN-ARP, входящего в состав ППП SCALE 5.0. Программа ORIGEN-ARP является одной из совершенных программ, известных в мировой практике расчетов источников излучения в ОЯТ.

Реакция ( ,n) хотя и осложняет радиационную обстановку при обращении с -активными веществами, но является очень полезной при

решении задач аналитического контроля делящихся веществ. Например, реакция О18( ,n)Ne21 используется для аналитического контроля урана и плутония в растворах, а реакция F19( ,n)Na22 используется для контроля урана во фторидных соединениях.

Удельная интенсивность нейтронного излучения в результате ( ,n)реакции определяется соотношением:

где mi – масса -активного актиноида, г; q

, нейтр./с, (6.1)

α,n

– выход нейтронов из i-го

актиноида, нейтр./(с·г).

Выход нейтронов q

где q

− удельная интенсивность -частиц, испускаемых i-м актинои-

дом, α-частиц/(с·г); nj – концентрация j-х ядер в соединении, см−3; σ

α,n

(E):

, нейтр./(с·г), (6.2)

α,n

–

микроскопическое эффективное сечение ( ,n)-реакции на ядрах кислорода, см2; f(E)=(−dE/dx) − ионизационные потери энергии α-частицы на атомах i-го соединения, МэВ/см; E – средняя энергия α-частиц i-го актиноида, МэВ; Вj – порог ( ,n)-реакции, МэВ.

При расчете сечения ( ,n)-реакций можно пользоваться моделью, учитывающую зависимость выхода ядерных реакций и массовой тормозной способности (ионизационные потери в среде) от энергии

-частиц.

Функциональная зависимость выхода нейтронов Yj(E) от энергии

-частиц получается при полиномиальной или степенной аппроксима-

ции экспериментальных данных, а функциональная зависимость ионизационных потерь f(E) представлена во многих классических работах по

экспериментальной ядерной физике. Например, можно использовать

Нуклид

Tα, лет

A, α-частиц/(с·г)

αср

, МэВ

qαn, нейтр./(с·г)

238

87,7

6,43·1011

5,49

1,34·104

241

432,2

1,29·1011

5,48

3,05·103

242

0,447

1,23·1014

6,10

4,10·106

244

18,1

3,04·1012

5,79

7,56·104

формулу Бете–Блоха для ионизационных потерь тяжелых заряженных частиц. В отсутствии экспериментальных данных функция Y(E), а также первая производная от неѐ, могут быть определены путем аппроксимации значений выхода нейтронов, имеющихся в библиотеке экспериментальных ядерных данных EXFOR.

Среднее значение энергии -частиц, образующихся в смеси актиноидов в ОЯТ (ОЯТ реактора ВВЭР-1000, выдержка 2 года), составляет

Eα ≈ 5,13 МэВ. Ионизационные потери │dE/dx│ -частицы на ядрах ки-

слорода при такой энергии составляют около 1,046 МэВ/см; выход нейтронов в реакции ( ,n) на кислороде, состоящего из природной смеси изотопов, составляет Y = 5 нейтронов на 108 -частиц; значение производной от экспериментальной функции Y(E) при энергии -частиц Eα = 5,13 МэВ, составляет dY/dE ≈ 0,014·10−6, МэВ−1.

Основными источники высокоэнергетичных -частиц в ОЯТ являются следующие изотопы: Pu

238

, Am

241

, Cm

242

, Cm

244

. Эти же нуклиды

являются наиболее значимыми источниками ( ,n)-нейтронов. Выход нейтронов по каналу ( ,n)-реакции приведен в табл. 6.3.

Таблица 6.3

Выход нейтронов, испускаемых ОЯТ, по каналу ( ,n)-реакции

Нейтронная составляющая радиационных характеристик ОЯТ.

Выше отмечалось, что радиационные характеристики ОЯТ определяются ионизирующим излучением содержащихся в нѐм радиоактивных изотопов, а исходными данными для определения этих характеристик являются данные по изотопному составу ОЯТ. Содержание радиоактивных изотопов в ОЯТ зависит от начального состава ядерного топлива,

типа реактора (спектр нейтронов в ректоре) в котором это топливо об-

Выгорание,

МВт·сут/кг

Удельные выходы нейтронов ОТВС

Вклад

( ,n)-

реакции,

αn

нейтр./(с·т)

Qсп

нейтр./(с·т)

Qγn

нейтр./(с·т)

QΣ

нейтр./(с·т)

4,94·105

1,78·106

5,87·103

2,28·106

21,72

1,30·106

6,38·106

1,17·105

7,80·106

16,71

2,83·106

1,71·107

3,83·105

2,03·107

13,96

5,30·106

3,79·107

8,88·105

4,41·107

12,02

8,87·106

7,39·107

1,75·106

8,46·107

10,49

1,36·107

1,31·108

3,14·106

1,48·108

9,90

1,94·107

2,16·108

5,29·106

2,40·108

8,06

2,62·107

3,35·108

8,49·106

3,70·108

7,08

3,39·107

4,98·108

1,31·107

5,45·108

6,22

4,24·107

7,12·108

1,95·107

7,70·108

5,48

5,14·107

9,85·108

2,84·107

1,06·109

4,83

6,27·107

1,42·109

4,37·107

1,53·109

4,10

лучалось, режима его эксплуатации, времени выдержки ОЯТ и может меняться в широких пределах. Пакет прикладных программ SCALE позволяет учесть выше перечисленные особенности и рассчитать изотопный состав ОЯТ.

Знание изотопного состава ОЯТ является крайне важным, так как именно на его основе проводится обоснование безопасности (радиационной и ядерной) обращения с ОЯТ при хранении, транспортировании и переработки.

Знание изотопного состава позволяет с удовлетворительной для практики точностью определить вклад каждого актиноида в выход ней-

тронов за счет спонтанного деления, протекания реакций (γ,n) и ( ,n), а также найти результирующую интенсивность нейтронного излучения.

Ниже в табл. 6.4. приведена нейтронная составляющая радиационных характеристик ОТВС реактора ВВЭР-1000, рассчитанная с помощью SCALE 4.4.а.

Таблица 6.4

Удельные выходы нейтронов ОТВС реактора ВВЭР–1000

(начальное обогащение 4,4% по

235

U, время выдержки 2 года)

α,n

, α,n α

соед

()

нейтр.

( ) с

i i i i i i j

Q m q m q n dE

яд

ln 2 -частиц

сг

яд

моль

Покажем, как можно сравнительно просто оценить нейтронную составляющую радиационных характеристик ОЯТ с помощью приведенных выше соотношений.

Пример. Определить нейтронную составляющую радиационных характеристик двуокиси плутония известного изотопного состава.

Методика расчета интенсивности нейтронного излучения, обусловленная протеканием ( ,n)-реакцией.

Удельная интенсивность нейтронного излучения в результате ( ,n)- реакций согласно (6.1), равна:

где mi – масса -активного актиноида, г q

α,n

– выход нейтронов из i-го

актиноида, нейтр./(с·г); ωi – массовая доля i-го актиноида; q

, (1)

− удельная

интенсивность -частиц, испускаемых i-м актиноидом, -частиц/(с·г); nj – концентрация j-х ядер (кислород естественного изотопного состава)

в диоксиде актиноида, см−3; σ ние ( ,n)-реакции на ядрах кислорода, см2; f

α,n

– микроскопическое эффективное сече-

(E) = (−dE/dx) − иониза-

соед

ционные потери энергии -частицы на атомах i-го диоксида актиноида, МэВ/см; Ei – средняя энергия -частиц i-го актиноида, МэВ; Вj – порог ( ,n)-реакции для кислорода, МэВ.

Удельная интенсивность -частиц i-го актиноида в соответствии с законом радиоактивного распада:

(2)

где λi – постоянная распада i-го актиноида, с−1; Ti – период полураспада i-го актиноида, с;

грамме i-го актиноида, яд/г.

-частиц. Аналитически это выглядит так:

– число ядер находящихся в одном

,n 2

()

( ) ( ) , см

j i j

dY E

E f E

N dE

. (3)

1 МэВ см

0,30711 ln , ,

dE z Z

dx A I

где Nj − концентрация ядер кислорода, см−3; Yj(E) – выход нейтронов на одну -частицу; dYj(E)/dE – производная от полуэмпирической функции Y(E), МэВ−1; f(E) = (−dE/dx) − ионизационные потери энергии -

частицы на атомах кислорода, МэВ/см.

Выход нейтронов (полуэмпирическая формула Г.В. Горшкова):

Yj(E) = 6,36·10

−12·E5,58

, нейтр./(на 1 -частицу), (4)

где Ei – средняя энергия -частиц i-го актиноида:

МэВ, (5)

где n – полное число энергетических групп -частиц для данного актиноида; Ei – средняя энергия -частиц i-й группы; Ii – абсолютная интенсивность -частиц i-й группы.

Природный кислород состоит из трех изотопов: O16, O

и O18, их

распространенность соответственно равна: 99,759, 0,037 и 0,204 %. Реакция ( ,n) может идти только на O термична, а на O

может идти, только при Вj ≥ 0,86 МэВ. Т. к. выход

и O18. Причем на O17 реакция экзо-

нейтронов от реакции ( ,n) на O17 при энергии -частиц меньше чем 0,86 МэВ будет незначительным, то нижний предел интегрирования в (1) принят равным 0,86 МэВ.

Ионизационные потери (релятивистские эффекты отсутствуют) энергии -частицы в простом веществе, состоящем из одного химического элемента (формула Бете–Блоха):

(6)

где Z – порядковый номер атомов вещества; z – порядковый номер падающей частицы; me – масса электрона; с – скорость света; β = υ/с (υ – скорость частицы); I ≈ 13,5 Z эВ – средний потенциал ионизации атомов вещества с порядковым номером Z.

Для расчета ионизационных потерь в сложном веществе f

ln ln ,

i i i i i

n Z n Z

i i i i

n Z n A

Изотопы

238

239

240

241

242

241

Содержание, %

0,59

67,59

21,32

4,29

2,67

3,54

239

23 1

яд

11 239

ln 2 ln 2 6,02 10 моль α-частиц

2,33 10 , .

4,48 10 c 239 г/моль с г(Pu )

239 239

239

2 239

Pu O

5,14

239

Pu Pu

соед 2

0,86

()

нейтр.

( ) с г(Pu O )

q q Y q n dE

239

239 239

0,88

2 239 2 16 271

239

5,14

Pu O

соед

0,86

()

1,46 10

()

Y n dE

239

Pu O

,n 9 8

239

нейтр.

2,05 10 1,46 10 30,05 .

с г(Pu O )

соед

(E)

(диоксид актиноида) необходимо в (6) вместо среднего потенциала ионизации I подставить его усредненную величину, равную:

(7)

где

Z/A подставить

(ni – концентрация атомов i-го элемента), и вместо

Рассмотрим следующую изотопную композицию двуокиси плутония, изотопный состав которой приведен в табл. 6.5.

Изотопный став образцов двуокиси плутония (масса образца 39,68 г)

Нейтроны от ( ,n)-реакции. Удельная интенсивность -частиц

239

нейтронов из Pu

в соответствии с (2), равна:

Средняя энергия -частиц излучаемых Pu

239

O2, равен:

239

− 5,14 МэВ. Выход

Таблица 6.5

где

диоксиде;

нейтрона при пробеге -частицы в Pu тронов из диоксида будет равен:

Интенсивность нейтронного излучения Pu

− массовая доля Pu

− вероятность рождения

239

O2. Следовательно, выход ней-

239

O2:

239

239 239 239

,n ,n 239

239

Pu Pu Pu

нейтр.

23,33 г(Pu ) 34,00 793, 22 нейтр./с.

с г(Pu )

Q m q

Для всех остальных актиноидов содержащихся в образце расчет

Нуклид

сп

дел./(г·с)

, -

частиц/(с·г)

mi,гр

сп

α,n

нейтр./(с·г)

α,n

нейтр./с

сп

нейтр./с

238

1,10·103

6,43·1011

0,20

2,33

1,06·104

2,15·103

5,22·102

239

1,00·10−2

2,33·109

23,33

2,80

34·101

7,93·102

6,53·10−1

240

4,10·102

8,55·109

7,36

2,15

9,80·101

7,21·102

6,50·103

241

0,00

3,87·1012

1,48

0,00

8,60·10−1

1,27

0,00

242

8,00·102

1,47·108

0,92

2,13

1,23

1,13

1,57·103

241

4,80·10−1

1,29·1011

1,22

3,00

2,12·103

2,59·103

1,76

Сумма

2,31·103

4,65·1012

34,52 1,28·104

6,26·103

8,59·103

проводить аналогично. Результаты расчетов сведены в табл. 6.6.

Таблица 6.6

Радиационные характеристики облучѐнной двуокиси плутония

6.5. Нейтронно-физические параметры систем

долговременного «сухого» хранения ОЯТ

6.5.1. Нейтронно-физические параметры камеры

пролетом 12 м СХОЯТ. Случай «свежего» топлива

Мировой опыт проектирования «сухих» хранилищ позволяет прогнозировать значительно более высокий, чем в бассейнах с водой, уровень ядерной безопасности, что достигается конструкцией прочных и герметичных гнезд хранения и пеналов, способных выдержать различные проектные и запроектные аварии, и отсутствием замедлителей нейтронов (воды) в камерах и пеналах.

Хранение ОЯТ в России предусматривается в специальных гнездах, в которых размещаются в два яруса герметичные пеналы с ОЯТ. Каждая камера хранения имеет 242 гнезда для герметичных пеналов с ОТВС

РБМК-1000, расположенных в гнезде в два яруса. В каждом гнезде раз-

мещается 3,503 т (по урану) ОЯТ реактора РБМК-1000 (или 2,4 тонны ОЯТ реактора ВВЭР-1000).

Гнезда размещаются по квадратной решетке с шагом 1000 мм (диаметр гнезда 720 мм, толщина 7 мм). Пенал представляет собой стальную трубу размером 630 × 7 мм, длина пенала 4,1 м и сделан из стали марки 10ХСНД. В каждом пенале размещены по 31 ампулы с ОТВС РБМК-1000.

Диаметр ампул 92 × 2 мм, расположенных с шагом 96 мм по треугольной решетке. Пеналы в гнезде размещаются в два яруса друг над другом.

Сегодня в реакторах РБМК используются следующие виды топлива:

урановое, при содержании диоксида урана с обогащением от

1,6 % до 2,8 %;

уран-эрбиевое, при содержании смеси диоксида урана с обога-

щением 2,0, 2,4, 2,6 и окиси эрбия с массовой концентрацией эрбия в уране 0,41 %;

уран-эрбиевое, при содержании смеси диоксида урана с обогаще-

нием 2,8 % и окиси эрбия с массовой концентрацией эрбия в уране 0,6 %.

Основные характеристики твэл, используемые в расчетах, приведены в табл. 6.7. Для расчета значений k

расчетная модель в макси-

эфф

мальной степени приближается к реальному хранилищу по геометрии (см. рис. 6.3). Рассмотрены варианты проектных (заполнения хранилища водой, при отсутствии воды в самом гнезде с пеналом) и запроектных аварий (заполнение всего хранилища водой и всех ампул, находящихся в герметичных пеналах в гнезде хранилища).

Дополнительно были сделаны следующие консервативные прибли-

жения:

Топливо в пеналах «свежее» (проектная авария).

Объем пенала полностью гомогенизирован.

Анализ ядерной безопасности для запроектных аварий производен

с учѐтом глубины выгорания.

Система является ядерно-безопасной только в том случае, если

≤ 0,95.

эфф

Рис. 6.3. Схемы размещения гнезд в хранилище камерного типа для ОЯТ реакторов

РБМК-1000

Длина топливного столба

3432 мм

Наружный диаметр твэл

13,63 мм

Внутренний диаметр оболочки

11,7 мм

Наружный диаметр топливной таблетки

11,48 мм

Диаметр центрального отверстия в таблетке

1,9 мм

Масса столба топлива

3569 г

Таблица 6.7

Основные характеристики твэл

Необходимо отметить следующее – попадание воды возможно с очень малой вероятностью и только между гнездами хранения. Возникновение самоподдерживающейся цепной реакции деления возможно в

случае заполнения водой всего хранилища и всех ампул, находящихся в

пеналах, однако вероятность этого события пренебрежимо мала из-за герметичности пеналов.

Рис. 6.4. Гнездо (ячейка) СХОЯТ и еѐ эквивалентная ячейка (unit)

Для расчетов k

хранилища использован программный комплекс

эфф

SCALE 4.4.a. SCALE используется для расчѐтов задач, связанных с ядерной и радиационной безопасностью хранилищ и транспортных контейнеров с ОЯТ, ядерными делящимися материалами и свежим ядерным топливом. Также с его помощью возможно проведение нейтроннофизических расчѐтов, расчѐтов изотопного состава ОЯТ, анализа защиты контейнеров с ядерным топливом. Есть примеры успешного применения данного кода при проведении критических нейтроннофизических расчѐтов активной зоны реакторов типа PWR и BWR.

<<< < Предыдущая 1 2 3 4 5 6 78 / 108 9 10 > Следующая >>>

Соседние файлы в предмете [НЕСОРТИРОВАННОЕ]