Нейтронно-физические исследования систем сухого хранения перспективных топливных композиций

УДК 621.039

НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ИССЛЕДОВАНИЯ СИСТЕМ СУХОГО ХРАНЕНИЯ ПЕРСПЕКТИВНЫХ ТОПЛИВНЫХ

КОМПОЗИЦИЙ

М.Н. Плевака, С. В. Беденко, И.М. Губайдулин, В. В. Кнышев

В работе проведены исследования, направленные на определение нейтронно-физических и радиационных характеристик перспективных ядерных топливных композиций, рассматриваются особенности обращения с модифицированным облученным ядерным топливом теплового реактора в системах сухого хранения. Показана необходимость корректировки ядерных констант, используемых в расчетах на критичность размножающих решеток и систем хранения с торием.

Ключевые слова: перспективное керамическое ядерное топливо, пороговые реакции в ядерном топливе, сухое хранение, торий.

Увеличение глубины выгорания штатного оксидного топлива UO2, а так же появление модифицированных топлив для действующих реакторов и реакторных установок (РУ) нового поколения потребует разработки новых подходов и процедур обращения с этим топливом, обоснования безопасности существующих сегодня транспортных средств и систем хранения [1-3].

В работе проведены исследования, направленные на определение нейтронно-физических и радиационных характеристик перспективных ядерных топливных композиций, рассматриваются особенности обращения с модифицированным облученным ядерным топливом (ОЯТ) уран-графитовых реакторов (УГР) в системах сухого хранения ОЯТ (СХОЯТ).

Аналитическая модель ядерно-физических процессов, протекающих в уран- и торий содержащих системах. Существующие сегодня модели и методики расчета полей излучения вблизи ОЯТ разработаны и аттестованы в основном для оксидного топлива UO2/(U, Pu)O2, эксплуатирующегося преимущественно в легководных реакторах [1,

НИ ТПУ г. Томск, пр. Ленина 2; e-mail: mnp3@tpu.ru.

2]. Это значит, что их применение для определения радиационных характеристик новых видов топлив требует обоснования, а в ряде случаев существенного дополнения и модернизации.

На первом этапе исследований авторами [3] предложена аналитическая модель ядерно-физических процессов, протекающих в топливе, которая позволила выделить основные каналы формирования нейтронов, включая нейтронные каналы вблизи порога реакции (а,п) и ранее не принимавшиеся во внимание фотоядерные резонансные процессы.

В дальнейших исследованиях, проведенных для систем (т%И, п%ТЬ)02, (т%Ри, п%ТЬ)02 действующих на тепловых нейтронах, проведена оценка точности существующих методов описания резонансных эффектов. Расчетные оценки [4] показали, что формализм, описывающий процессы резонансного взаимодействия нейтронов с ядрами и и ТЬ, не всегда обеспечивает удовлетворительное согласие с экспериментом (исследования выполнены на уникальной научной установке "Исследовательский ядерный реактор ИРТ-Т", идентификатор работ ИЕМЕЕ159114Х0001, Соглашение № 14.591.21.0001 от 15.08.2014 г.).

Таким образом, для надежной оценки безопасности систем с торием имеет первостепенное значение точность оценок сечений взаимодействия нейтронов с ядрами топливных композиций. В настоящее время имеется множество экспериментальных и расчетных ядерных данных. Несмотря на это, во многих базах ядерных данных, в том числе и верифицированных, практически отсутствует информация о пороговых нейтронных реакциях на ядрах 232ТЬ, а имеющиеся значения выходов и сечений отличаются на порядки. Например, в библиотеке ЕКВЕ/Б-УШ.0, рекомендуемой большинством расчетчиков, данные, необходимые для расчета нейтронных реакций на ядрах 232 ТЬ, вообще отсутствуют.

Таким образом, касательно пороговых реакций на ядрах 232 ТЬ в области тепловых энергий и первых резонансов сложно говорить о достоверности имеющихся данных.

Очевидно, что множественность источников информации, их неполнота и несогласованность окажет влияние на результаты критических расчетов размножающих решеток и систем хранения с торием, прежде всего из-за того, что при расчете эффективного коэффициента размножения (к^) требуемые функционалы содержат в себе зависимости а(Е, г, П).

Таким образом, существует необходимость в корректировке и подготовке ядерных данных, используемых в расчетах параметров резонансного поглощения в размножающих системах с 232ТЬ.

Механизм взаимодействия нейтрона в области разрешенных и неразрешенных резо-нансов, эффекты резонансного взаимодействия относятся к классу волновых процессов и могут рассматриваться как произведение эффективного "размера" нейтрона п(Лп/2п)2 на проницаемость фазовой поверхности, сформированной внутриядерным потенциалом К (г) ядер и или ТЬ:

ас = п

где проницаемость р = \J1\/\^\ = 4к1 • к2/(к1 + к2)2 может быть найдена из уравнения Шредингера; \ Jl\, \ \ - векторы плотности вероятностей прошедшей и падающей волн, а к1 и к2 - соответствующие им волновые числа нейтрона.

На этапе расчетных оценок нами использована модель Ферми-газа, в рамках которой потенциал К (г) должен быть представлен в виде:

К

где действительная часть выражения (2) отвечает за упругие каналы ядерных взаимодействий, мнимая часть за неупругие взаимодействия.

Одним из таких потенциалов является псевдопотенциал Ферми:

К

ц

где 8(г) - дельта-функция Дирака; Ь - длина рассеяния, параметр Ь = х + гу, в общем случае, является комплексной величиной.

Параметр Ь в (3) подбирался таким образом, чтобы расчетное значение глубины потенциальной ямы и соответствовало данным работы [5].

С учетом соотношения (1), найденных при решении уравнения Шредингера волновых чисел к1 и к2, проведена расчетная оценка значений сечений для 238и и 232ТЬ в интервале энергий от 10-3 до 24 эВ. Найденные значения сечений сравнивались с данными, приведенными в базах: ЕШЕ/Б-УП, ЛЕКБЬ-4.0, ЛЕЕЕ-3.1, ТЕКБЬ-2013. Результаты сравнений приведены на рис. 1.

Таким образом, выбранная нами модель ядра и форма потенциала в интервале энергий от 10-3 до 18 эВ с удовлетворительной для практики точностью позволяет производить расчет микроскопических сечений нейтронных пороговых реакций а/ в решетках с 232ТЬ.

Рис. 1: Результаты сравнений расчетных значений сечений 238 Ц и 232 ТН с верифицированными ядерными данными (JENDL-4.0, ТЕШВЬ-2013): (а) зависимость сечения деления Of ядра 238 Ц в области энергий нейтрона от 10-3 до 24 эВ; (б) зависимость o^f ядра 232 ТН в области энергий нейтрона от 10-3 до 24 эВ.

Неопределенность в сечениях деления (of) и радиационного захвата (о7) для 238и в области энергий до 2.9 эВ и 1.75 эВ, соответственно, не превышает 30%. Для 232ТЬ сечения о7 с точностью в 30% могут быть найдены в интервале энергий от 10-3 до 0.8 эВ.

Отметим, что значения сечений Of в области энергий до 4 эВ, приведенные в ТЕКВЬ, для 232ТЬ существенно разнятся в сравнения с ЛЕКБЬ-4.0 (см. рис. 1), а наличие первых двух разрешенных резонансов в области энергий от 6 до 14 эВ представляется сомнительным [4].

В дальнейших исследованиях с использованием файлов библиотек верифицированных данных (ЕКВЕ/Б-УП.0 и ЛЕКВЬ-4.0) и аналитически найденных значений сечений в групповом приближении подготовлены ядерные константы, используемые программой Беа1е4.4.а для расчета к^ и потоков Ф(АЕ, г), [1/см2/с] в системах СХОЯТ (сухое хранение отработанного ядерного топлива). При подготовке ядерных констант использована процедура авторов [7]. Отметим, что макроконстанты для части спектра от 18 эВ до 100 кэВ определены без корректировки нейтронных данных.

Для проведения нейтронно-физических исследований в Беа1е4.4а создана расчетная модель, соответствующая реальной конструкции СХОЯТ ФГУП "Горно-химический комбинат", модель и алгоритм расчета приведены в работе [8].

Результаты нейтронно-физических исследований системы сухого хранения. Анализ возможных нейтронно-физических состояний СХОЯТ с различной глубиной выгорания показал, что учет глубины выгорания ОЯТ приводит к уменьшению к^ СХОЯТ на 27% и с точки зрения ядерной безопасности эта система является глубоко подкрити-ческой даже для нештатных ситуаций. Однако уровни излучения по нейтронам превышают предельно допустимые значения (НРБ-99/2009) для ОЯТ с уровнем выгорания начиная от 20 ГВт-сут/т.

Рис. 2: Результаты расчетов keff и Ф(&.Ег,Гг) СХОЯТ с модифицированным топливом УГР: (а) Массив размером 22 х 11. UNIT 1, 2, 3 - гнезда с пеналами, выгорание 20, 25, 30 ГВт-сут/т соответственно; 5, 39 — 69 - пустые гнезда; (б) Значения потоков быстрых нейтронов в зависимости от расположения UNIT в массиве, выдержка ОЯТ 10 лет.

Таким образом, необходима оптимизация схем размещения пеналов с различной глубиной выгорания топлива с целью уменьшения дозовой нагрузки на персонал. Оптимизация параметров систем и схем обращения в процессе сухого хранения ОЯТ осуществлена за счет чередующегося размещения его слоев с различной глубиной выгорания и обогащения.

На рис. 2 приведена одна из схем загрузки СХОЯТ, позволяющая снизить уровни нейтронного излучения в критических точках хранилища до предельно допустимых значений (НРБ-99/2009). Эффективный коэффициент размножения моделируемой системы равен keff = 0.2148 ± 0.0003.

Заключение. Проведенные в работе теоретические исследования и численные эксперименты позволят повысить экологическую, ядерную и радиационную безопасность систем сухого хранения и транспортировки керамического облученного ядерного топлива реакторных установок нового поколения.

Кроме того, исследования, выполненные в работе, позволят разработать технические и регулирующие решения при обращении с перспективным облученным ядерным топливом.

Расчетные исследования выполнены при поддержке Совета по грантам Президента Российской Федерации. Конкурс на право получения стипендии Президента Российской Федерации молодым ученым и аспирантам. Грант № СП-295.2015.2.

ЛИТЕРАТУРА

[1] В. А. Опаловский, Г. В. Тихомиров, Научная сессия МИФИ-2002, Москва, 2002 (МИФИ, Москва, 2002).

[2] С. В Беденко, Ф. В Гнетков, С. Д. Кадочников, Известия вузов. Ядерная энергетика, № 1, 6, (2010).

[3] И. В. Шаманин, В. И. Буланенко, С. В. Беденко, Известия вузов. Ядерная энергетика, № 2, 97, (2010).

[4] И. В. Шаманин, А. А. Ухов, Г. И. Рюттен, Известия вузов. Ядерная энергетика, № 1, 53, (2000).

[5] P. E. Hodgson, The Optical Model of Elastic Scattering (Oxford, Clarendon press, 1963).

[6] И. В. Шаманин, Альтернативная энергетика и экология, № 11 (43), 71 (2006).

[7] Г. А. Гончаров, В. П. Горелов, В. Н. Иванникова и др., Вопросы атомной науки и техники. Математическое моделирование физических процессов. №1, 38 (1991).

[8] I. V. Shamanin, S. V. Bedenko, M. N. Plevaka, et al., Advanced Materials Research 1084, 285, (2015).

По материалам IV Международной молодежной научной школы-конференции "Современные проблемы физики и технологий".

Поступила в редакцию 12 мая 2015 г.