Добавил:
ivanov666
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз:
Предмет:
Файл:Основы учёта и контроля делящихся материалов в производстве. Учебное пособие
.pdf
Камера СХОЯТ имеет 242 гнезда для герметичных пеналов, каждое
81
гнездо в расчетной модели представляет собой ячейку. Для описания
одной ячейка СХОЯТ в ППП SCALE создается эквивалентная ячейка,
называемая в SCALE unit (см. рис. 6.4). Из таких юнитов формируется
массив размеров 22 × 11 (всего 242 юнита), который обрабатывается
SCALE.
Пример заполнения массива юнитами (SCALE) приведен на
рис. 6.5 и 6.6.
Рис 6.5. Массив 1 размером 22×11, состоящий из юнитов одного типа (SCALE)
Рис. 6.6. Элементарная ячейка (юнит) массива 1 (SCALE)
При расчете k
СХОЯТ использовалось урановое топливо с обо-
эфф
гащением 1,6, 2,0, 2,4, 2,6 и 2,8 %.
82
Результаты расчета k
СХОЯТ с ОЯТ (начальное обогащение
эфф
1,6 %) для 5-ти различных загрузок:
1. В СХОЯТ находиться одно гнездо с пеналом, размещенное в центре
− k
= 0,1252 ± 0,0004.
эфф
2. СХОЯТ полностью загружено топливом
− k
= 0,2829 ± 0,0008.
эфф
3. В СХОЯТ находиться одно гнездо с пеналом, размещенное в цен-
тре. СХОЯТ полностью заполнено водой, вода везде кроме самого
гнезда с пеналом
− k
= 0,3572 ± 0,0010.
эфф
4. СХОЯТ полностью загружено топливом. СХОЯТ полностью за-
полнено водой, вода везде кроме гнезд с пеналом
− k
= 0,3867 ± 0,0009.
эфф
5. СХОЯТ полностью загружено топливом. Рассмотрена запроектная
авария, при которой происходит заполнение всего хранилища во-
дой и всех ампул, находящихся в герметичных пеналах в гнезде
хранилища
− k
= 0,8146 ± 0,0014.
эфф
Результаты расчета k
для топлива с другим обогащением сведе-
эфф
ны в табл. 6.8. Цифры 1, 2, 3, 4 и 5 соответствуют рассмотренным выше
схемам загрузок.
Таким образом, возникновение самоподдерживающейся цепной реакции деления возможно для топлива с обогащением 2,6 и 2,8 % и только в случае запроектной аварии, когда происходит заполнения хранилища и отдельных его зон водой. Однако данное событие маловероятно.
Кроме того, в соответствии с ПНАЭ-Г-14-029-91 ядерная безопасность
запроектных аварий должна быть обоснована с учѐтом глубины выгорания, так реально храниться выгоревшее топливо.
Таблица 6.8
Обогащение
топлива
1 2 3 4 5
1,6
0,1252
±0,0004
0,2829
±0,0008
0,3572
±0,0010
0,3867
±0,0009
0,8146
±0,0014
2,0
0,1299
±0,0004
0,3034
±0,0006
0,3779
±0,0010
0,4108
±0,0011
0,8942
±0,0014
2,4
0,1338
±0,0004
0,3277
±0,0007
0,4003
±0,0011
0,4319
±0,0013
0,9502
±0,0015
2,6
0,1355
±0,0004
0,3399
±0,0008
0,4058
±0,0012
0,4422
±0,0012
0,9756
±0,0017
2,8
0,1362
±0,0004
0,3499
±0,0008
0,4115
±0,0012
0,4492
±0,0011
0,9967
±0,0014
83
Расчетные значения k
СХОЯТ для топлива различного обогащения
эфф
Использование глубины выгорания ОЯТ в качестве параметра
ядерной безопасности возможно, только после проведения ряда мероприятий, исключающих ошибки при определении глубины выгорания
ОТВС.
6.5.2. Нейтронно-физические параметры камеры
пролетом 12 м СХОЯТ. Случай «выгоревшего» топлива
В этом случае расчѐтный анализ ядерной безопасности обычно
проводится при следующих консервативных приближениях:
Значения концентраций делящихся материалов (U
241
Pu
) увеличиваются на оцененную погрешность.
235
, Pu
239
Из основных продуктов деления рассматривается только
149
Sm
.
Второстепенные продукты деления не учитываются.
Внутреннее содержание пенала полностью гомогенизировано.
Система является ядерно-безопасной только в том случае, если
k
≤ 0,95.
эфф
Основными источниками спонтанных нейтронов является изо-
топы Pu, Am и Cm.
,
Основными источниками ( ,n)-нейтронов являются следую-
щие диоксиды: Pu
238
О2, Am
241
О2, Cm
242
О2 и Cm
244
О2.
Результаты расчетов k
Выгорание,
МВт·сут/т
Выход нейтронов из ОЯТ
Q
α,n
нейтр./(с·т)
Qsf
нейтр./(с·т)
Q
γ,n
нейтр./(с·т)
QΣ
нейтр./(с·т)
19740
1,62·107
9,52·107
5,87·103
1,12·108
24910
2,65·107
1,98·108
1,17·105
2,25·108
29285
3,41·107
3,30·108
3.83·105
3,65·108
84
и нейтронная составляющая радиацион-
эфф
ных характеристик (интенсивность нейтронного излучения, плотность
потока нейтронов) приведены для ОЯТ с начальным обогащением 2 %
235
по U
с выдержкой топлива 180 суток и 10 лет. Рассмотрены три основных режима облучения: режим А – 19740 МВт·сут/т; режим Б –
24910 МВт·сут/т; режим В – 29285 МВт·сут/т.
Источник нейтронов (нейтр./(с·тU)) рассчитан с учетом основных
каналов формирования нейтронного поля в ОЯТ (методика изложена
выше).
Результаты расчетов нейтронно-физических параметров камеры
пролетом 12 м СХОЯТ. Спектр нейтронов с учѐтом данных табл. 6.9., и
того, что в гнезде содержится 3,503т U ОЯТ РБМК-1000, рассчитан в 27
групповой системе констант ENDF/B-IV (SCALE) и приведен в
табл. 6.10.
Таблица 6.9
Результаты расчета источника нейтронов в ОЯТ реактора РБМК-1000 для трѐх
основных режимов облучения, выдержка 0,5 года (методика изложена выше)
Таблица 6.10
Номер зоны гнезда
№
∆E, МэВ
1
2
3
Гомогенизированное
содержание
пенала
Стальная
труба
Пространство не
занятое пеналом
1
6,43…2,00
0,42
1,52·10−3
0,29
2
3,00…6,43
3,08
1,70
2,16
3
1,85…3,00
3,01
3.85
3,03
4
1,40…1,85
2,94
1,59
2,04
5
0,90…1,40
5,22
4,06
4,68
6
0,40…0,90
20,0
4,06
20,6
7
0,10…0,40
33,4
34,9
31,6
8
1,70·10−2…1,00·10−2
22,3
21,1
17,8
9
3,00·10−3…1,70·10−2
8,11
7,17
6,93
10
5,50·10−4…3,00·10−3
4,82
4,18
3,99
11
1,00·10−4…5,50·10−4
1,08
1,14
1,41
12
3,00·10−5…1,00·10−4
0,17
1,72
8,82·10−2
13
1,00·10−5…3,00·10−5
0,17
0,14
0,11
14
3,05·10−6…1,00·10−5
0,00
0,12
1,12·10−2
15
1,77·10−6…3,05·10−6
0,00
0,00
0,00
16
1,30·10−6…1,77·10−6
0,00
0,00
0,00
17
1,13·10−6…1,30·10−6
0,00
0,00
0,00
18
1,00·10−6…1,13·10−6
0,00
0,00
0,00
19
8,00·10−7…1,00·10−6
0,00
0,00
0,00
20
4,00·10−7…8,00·10−7
0,00
0,00
0,00
21
3,25·10−7…4,00·10−7
0,00
0,00
0,00
22
2,25·10−7…3,25·10−7
0,00
0,00
0,00
23
1,00·10−7…2,25·10−7
0,00
0,00
0,00
24
5,00·10−8…1,00·10−7
0,00
0,00
0,00
25
3,00·10−8…5,00·10−8
0,00
0,00
0,00
26
1,00·10−8…3,00·10−8
0,00
0,00
0,00
27
1,00·10
−11
…1,00·10−8
0,00
0,00
0,00
85
Потоки, распределенные по энергетическим группам в юните массива 1
86
Рис. 6.7. Массив 2 размером 22×11, состоящий из юнитов одного типа,
выгорание топлива 19740 МВт∙сут/тU
Эффективный коэффициент размножения моделируемой системы
(см. рис. 6.7) равен 0,2148 ± 0,0005. Значения потоков в зависимости от
расположения юнитов в массиве 2 приведены ниже в графическом виде
(см. рис. 6.8) для выдержки 0,5 года и 10 лет.
Таким образом, учѐт глубины выгорания позволил уменьшить значение k
на ~ 30…32 %, однако уровни нейтронного излучения уже
эфф
при выгорании 19740 МВт·сут/тU на порядок и более превышают предельно допустимые значения. Следовательно, необходима оптимизация
схем размещения в СХОЯТ ОТВС с различной глубиной выгорания.
Ниже приведена одна из реализованных сегодня на «Горнохимическом комбинате» схем загрузки СХОЯТ, позволившая снизить
дозовую нагрузку на персонал работников комбината в десятки раз.
Эффективный коэффициент размножения массива 3 (после оптимизации схемы загрузки ОЯТ в хранилище) равен 0,2229 ± 0,0003 (см.
рис. 6.9). Значения потоков моделируемой системы в зависимости от
расположения юнитов в массиве 3 приведены ниже на рис. 6.10.
87
а
б
Рис. 6.8. Значение потоков быстрых нейтронов в зависимости от расположения
юнита в массиве. Выгорание 19740 МВт∙сут/т U
88
Рис 6.9. Массив 3 размером 22×11.
unit 1 – гнездо с пеналом, выгорание 19740 МВт∙сут/тU;
unit 2 – гнездо с пеналом, выгорание 24910 МВт∙сут/тU;
unit 3 – гнездо с пеналом, выгорание 29285 МВт∙сут/тU;
unit 5, 39–69 – пустые гнезда
а
б
Рис. 6.10. Значение потоков быстрых нейтронов в зависимости
от расположения юнита в массиве 3
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
89
1. Фролов В.В. Ядерно-физические методы контроля делящихся ве-
ществ. – М.: Атомиздат, 1980. – 128 с.
2. Беденко С.В., Нестеров В.Н., Шаманин И.В. Основы радиометрии
нейтронных полей в ядерном реакторе: учебное пособие – Томск:
Изд-во ТПУ, 2007. – 80 с.
3. Внуков В.С. Гарантия качества расчетов ядерной безопасности при
работе с делящимся материалом // Вопросы метрологии. – 1991. –
Вып. 4. – C. 61–70.
4. Синев Н.М., Батуров Б.Б. Основы технологии и экономики ядерно-
го топлива. – М.: Энергоатомиздат, 1984. – 341 c.
5. Гарднер Г.Т. Ядерное нераспространение. – М.: МИФИ, 1995. –
90 с.
6. Основы учета и контроля ядерных материалов: Методические ма-
териалы / под ред. Б.Г. Рязанова. – Обнинск: УМЦУК, 2000. –
110 с.
7. Методы контроля ядерных материалов: Методические материалы /
под ред. Б.Г. Рязанова. – Обнинск: УМЦУК, 2000. – 90 с.
8. Апсэ В.А., Шмелев А.Н. Ядерные технологии: учебное пособие. –
М.: МИФИ, 2001. – 128 с.
9. Горомов Б.В. и др. Химическая технология облученного топлива. –
М.: Энергоатомиздат, 1983. – 125 с.
10. Землянухин В.И. и др. Радиохимическая переработка облученного
ядерного топлива АЭС, – М.: Энергоатомиздат, 1989. – 120 с.
11. Гераскин Н.И., Савандер В.И. Критерии безопасности, оценка эф-
фективности и риска в задачах защиты ядерно-опасных объектов,
учета и контроля ядерных материалов. – М.: МИФИ, 2002. – 123 с.
12. Абрамов А.И., Казанский Ю.А., Матусевич Е.С. Основы экспери-
ментальных методов ядерной физики. – М.: Энергоатомиздат,
1985. – 488 с.
13. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99), СП 2.6.1.758-99.
Минздрав России. – М., 1999. – 123 с.
14. Внуков В.С. Глубина выгорания как параметр ядерной безопасно-
сти хранилищ и транспортных упаковочных комплектов с отработавшим ядерным топливом // Атомная техника за рубежом. –
1990. – № 12. – С. 9–11.
15. SCALE – a Modular Monte-Carlo Code for Neutron and Photon Trans-
port. LA-7396-M. – 1986.
16. Буланенко В.И. О выходе нейтронов ( ,n)-реакции на кислороде //
Атомная энергия. – 1979. − Т. 47. − № 1. − С. 28–30.
17. Шаманин И.В., Буланенко В.И., Беденко С.В. Поле нейтронного
90
излучения облученного керамического ядерного топлива различных типов // Известия вузов. Ядерная энергетика − 2010. − № 2. −
С. 97−103.
18. Беденко С.В., Гнетков Ф.В., Кадочников С.Д. Дозовые характери-
стики полей нейтронов облученного керамического ядерного топлива различных типов // Известия вузов. Ядерная энергетика. −
2010. − № 1. − С. 6−12.
19. Шаманин И.В., Гаврилов П.М., Беденко С.В., Мартынов В.В. Ней-
тронно-физические аспекты проблемы обращения с облучѐнным
ядерным топливом с повышенной глубиной выгорания. Известия
Томского политехнического университета. − 2008. − Т. 313. −
№ 2. − С. 62−66.
20. Storage of spent fuel from power reactors. Proceedings of a symposium
held in Vienna, 9–13 November, 1998. IAEA-TECDOC-1089, July,
1999.
21. Беденко С.В., Нестеров В.Н. Основы физики деления и синтеза
атомных ядер: учебное пособие. – Томск: Изд-во ТПУ, 2010. –
194 с.
Соседние файлы в предмете [НЕСОРТИРОВАННОЕ]