Разработка расчетной методики моделирования радиационных характеристик облученного ядерного топлива
Диссертация
Гамма-фон вокруг ОТВС на несколько порядков превышает нейтронный. Но с ростом глубины выгорания нейтронный фон растёт гораздо быстрее, чем гамма фон. Это можно объяснить тем, что продукты деления, которые определяют гамма-фон, накапливаются линейно с глубиной выгорания. А накопление младших актинидов, создающих нейтронный фон, можно аппроксимировать полиномом четвёртой степени. Таким образом… Читать ещё >
Содержание
- ГЛАВА 1. ОБЗОР РАСЧЁТНЫХ И ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ МЕТОДИК ОПРЕДЕЛЕНИЯ ПАРАМЕТРОВ ОЯТ
- 1. 2. Введение
- 1. 2. Экспериментальное определение глубины выгорания и времени выдержки ОЯТ
- 1. 3. Изотопный состав ОЯТ
- 1. 4. Ядерная безопасность ОЯТ
- 1. 5. Радиационная безопасность ОЯТ
- ГЛАВА 2. РАЗРАБОТКА НОВОЙ РАСЧЁТНО-ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЙ МЕТОДИКИ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ГЛУБИНЫ ВЫГОРАНИЯ И ВРЕМЕНИ ВЫДЕРЖКИ ОЯТ
- ГЛАВА 3. СТРУКТКРА РАДИАЦИОННЫХ ИСТОЧНИКОВ ОЯТ
- 3. 1. Изотопный состав ОЯТ
- 3. 2. Радиационное излучение ОЯТ
- 3. 3. Радиационный источник ОЯТ при различных глубинах выгорания
- 3. 3. 1. Нейтронный источник
- 3. 3. 2. Формирование нейтронного источника
- 3. 3. 3. Источник гамма-квантов
- 3. 3. 4. Формирование источника гамма-квантов
- 3. 3. 5. Основные продукты деления вносящие вклад в гамма-фон
- 3. 3. 6. Верификация полученных результатов
- 3. 3. 7. Выводы
- 4. 1. Алгоритм моделирования радиационной обстановки вокруг транспортного контейнера с ОЯТ
- 4. 2. Результаты расчёта мощности дозы по SCALE
- 4. 3. Результаты расчётов мощности дозы по комплексу SCALE-MCNP
- 5. 1. Место моделирования радиационной обстановки в обосновании безопасного обращения с ОЯТ
- 5. 2. Погрешность моделирования радиационной обстановки вокруг транспортного контейнера с ОЯТ
- 5. 2. 1. Погрешность SAS2H
- 5. 2. 2. Погрешность MCNP
- 5. 2. 3. Различные составляющие неопределённости мощности дозы
Список литературы
- Атомная наука и техника СССР. Под ред. A.M. Петросьянца. — Москва, Энергоатомиздат, 1987.
- Экологическая безопасность ядерно-энергетического комплекса России. И. И. Крышев, Е. П. Рязанцев. Москва, ИздАТ, 2000.
- Радиационные характеристики топлива и отходов в уран-плутониевом и торий-урановом топливном цикле. Б. А. Габараев, И. Х. Ганев, A.B. Лопаткин, В. Г. Муратов, В. В. Орлов. Атомная энергия, Т.90, вып. 6, июнь 2001.
- Маширев В.П., Шаталов В. В., Гребёнкин К. Ф. Пирохимическая переработка оружейного плутония как ядерного топлива для энергетических реакторов. Атомная энергия, № 3 2001.
- Пономарёв-Степной H.H., Алексеев П. Н., Давиденко В. Д. Сравнения направлений развития ядерной энергетики XXI века на основе расчётов материальных балансов. Атомная энергия, т.91, вып. 5, ноябрь 2001.
- Решетников Ф.Г. Состояние разработок и производства уран-плутониевого топлива для быстрых реакторов. Атомная энергия, т.91, вып. 6, декабрь 2001.
- Митенков Ф. М. Перспективы развития ядерной энергетики в России. Атомная энергия, № 1 2002.
- Стратегия развития ядерной энергетики России в первой половине XXI века. Документ, одобренный правительством России. 25.05.2000.
- Белая книга ядерной энергетики. Монография. Под ред. Е. О. Адамова. Москва, НИКИЭТ, 1998.
- Твэлов Ю. Безопасное обращение с плутонием. Атомная техника за рубежом, 2000 № 4.
- Kryuchkov E.F., Glebov V.B., Apse V.A., Shmelev A.N. Application of ADS for creation of long-term radiation barrier in MOX-fiiel. PHYSOR 2002, Seoul, Korea.
- Фёдоров Ю.С., Бибичев Б. А. и др. Использование регенерированного урана и плутония в тепловых реакторах. Атомная Энергия, т.99, вып. 2, август 2005.
- ВВЭР-ы, БН-ы или БРЕСТ-ы? Ключевая роль технологии радиохимической переработки облучённого ядерного топлива в определении будущего ядерной энергетики. С. Г. Городков, A.B. Клименко, Ш. Кошован, Ю. С. Марина. Электросталь, 2002.
- Радиационный баланс при развитии ядерной энергетики с реакторами БРЕСТ 1200 и ВВЭР — 1000. И. Х. Ганев, A.B. Лопаткин, В. В. Орлов. -Атомная энергия, Т.91, вып. 5, ноябрь 2001.
- Пономарёв-Степной H.H., Алексеев П. Н., Давиденко В. Д. Сравнения направлений развития ядерной энергетики XXI века на основе расчётов материальных балансов. Атомная энергия, т.91, вып. 5, ноябрь 2001.
- F. G. Reshetnikov, Y. К. Bibiloshvily, В. D. Rogozkin. Production and studies of U and Pu nitrides as nuclear fuel and forms of weapon’s grade plutonium storage. France, Global 95.
- Ганев И.Х., Лопаткин A.B., Орлов B.B. Гомогенная трансмутация Am, Cm, Np в активной зоне реактора типа БРЕСТ. Атомная энергия, т.89, вып. 5, ноябрь 2000.
- Г. Г.Куликов, А. Н. Шмелев, Э. Ф. Крючков, Г. В. Тихомиров и др., Физические характеристики легководного ядерного реактора со сверхдлинной кампанией ториевого топлива, Известия вузов, Ядерная энергетика, № 1,2002, стр. 18−28
- Имамура Т., Сайто М, Иосида Т., Артисюк В. Возможность использования ^'Ра в высокотемпературном газовом реакторе с ториевым топливом. Атомная техника за рубежом, 2002, № 11.
- Буртак Ф., Убан П. Глубокое выгорание сокращает затраты на топливный цикл. Атомнаятехниказарубежом, 2001,№ 4.
- Правила безопасности при хранении и транспортировке ядерного топлива на объектах атомной энергетики ПНАЭ Г-14−029−91. М.: ЦНИИатоминформ, 1992.
- Пассивный неразрушающий анализ ядерных материалов. Д. Райли, Н. Эннслин, X. Смит, С. Крайнер. Москва, Бином, 2000.
- А.В. Бушуев. Методы измерений ядерных материалов. Москва, МИФИ, 2001.
- Hsue S., Crane Т., Talbert W., Lee J. Nondestructive assay methods for irradiated nuclear fuels. Report Los Alamos National Laboratory LA-6923-MS, 1978.
- Ronald I., Bronowski D., Boster G., Siebelist R. Measurements on spent fuel assemblies at Arkansas Nuclear one using the fork system. Report Sandia National Laboratory SAND-96−1364,1997.
- Определение выгорания отработавшего ядерного топлива при перегрузке. С. Г. Олейник, М. В. Максимов, О. В. Маслов. Атомная энергия, Т.92, вып. 4, апрель 2002.
- Пыткин Ю.Н., Андрушечко С. А., Васильев Б. Ю., Голощапов С. Н. Внедрение на Кольской АЭС прибора для измерения глубины выгорания отработавших тепловыделяющих сборок. Межд. Кнференция по учёту, контролю и физ. защите ядерных материалов. Обнинск, 1997.
- Haggard D., Tanner J. Determination Curie content and 134^137Cesium ratios by gamma spectroscopy of high burnup plutonium-aluminum fuel assemblies. Report Pacific Northwest National LaboratoryPNNL-1609, 1997.
- Tiitta A., Dvoyeglazov A. WER 1000 SFAT — Specification of an industrial prototype. Intern. Report on task FIN A 1073 of the Finnish Support programme to IAEA safeguards, STUK-YTO-TR 161, Helsinki, 2000.
- Справочник по образованию нуклидов в ядерных реакторах. A.C. Герасимов, Т. С. Зарицкая, А. П. Рудик. Москва, Энергоатомиздат, 1989.
- Определение выгорания и изотопного состава отработавшего топлива ВВЭР 365. A.B. Степанов, Т. П. Макарова, Б. А. Бабичев и др. -Атомная энергия, 1980. Т.49, вып. 4.
- Определение содержания изотопов урана и трансурановых элементом в отработавшем топливе ВВЭР 365. В. Я. Габескирия, В. В. Грызина, A.A. Зайцев и др. — Атомная энергия, 1978. Т.44, вып. 5.
- Радиационные характеристики облучённого ядерного топлива: Справочник. В. М. Колобашкин, П. М. Рубцов, П. А. Ружанский, В. Д. Сидоренко. Москва, Энергоатомиздат, 1983.
- Оценка нуклидного состава уран-ториевого топлива, облученного в реакторах ВВЭР. Т. С. Зарицкая, JI.B. Матвеев, В. Ю. Рогожкин, А. П. Рудик, Э. М. Центер. Вопросы атомной науки и техники. 1987, вып. 8.
- Адамов Е.О., Ганев И. Х., Лопаткин A.B., Муратов В. Г., Орлов В. В. Наработка Актиноидов в открытом и замкнутом ЯТЦ. Атомная энергия, т.85, вып. 1, июль 1998.
- Степанов A.B., Макарова Т. П. и др. Определение выгорания и изотопного состава отработавшего топлива ВВЭР-440. Атомная Энергия, т.55, вып. 3, сентябрь 1983.
- Фёдоров Ю.С., Бибичев Б. А. и др. Использование регенерированного урана и плутония в тепловых реакторах. Атомная Энергия, т.99, вып. 2, август 2005.
- Степанов A.B., Макарова Т. П. и др. Определение выгорания и изотопного состава отработавшего топлива ВВЭР-365. Атомная Энергия, Т.49, вып. 4, октябрь 1980.
- OECD/NEA Burn-up credit criticality benchmarks (Phase Ia-IVb). Japan 1992−2002.
- K. Okumara, T. Mori. Validation of a continuous-energy Monte-Carlo burn-up code MVP-BURN and its application to analysis of post irradiation experiment. Journal of Nuclear Science and Technology. Vol. 37, N2,2000.
- Положение о порядке проведения экспертизы документов, обосновывающих обеспечение ядерной и радиационной безопасности ядерной установки, радиационного источника, пункта хранения и (или) качества заявленной деятельности РД-03−13−99.
- Н.В. Омельченко, В. И. Савандер, A.A. Смирнов, B.C. Харитонов. Транспортные контейнеры для перевозки отработавших TBC реакторов разных типов. Москва, МИФИ, 2001.
- Апсэ В.А., Шмелёв А. Н. Ядерные технологии. МИФИ, Москва, 2001.
- Правила безопасности при транспортировании радиоактивных материалов НП-053−04.
- Маслов О.В., Олейник С. Г. Аппаратура и методика контроля высокорадиоактивных материалов и топлива в технологии обращения с ОЯТ. Межд. Конф. Укр. ЯО. Киев, 2000.
- Определение нейтронной эмиссии отработавшего топлива РБМК по результатам разрушающего анализа. А. Г. Коренков, Т. П. Макарова, A.B.
- Степанов, Е.В. Певцова, Б.Н. Беляев, А. А. Воронков. Атомная энергия, 2002. Т.93, вып. 4, октябрь 2002.
- Маслов О.В., Максимов М. В., Олейник С. Г. Обоснование радиационных методов контроля состояния ядерного топлива в реальном времени при проведении перегрузки. Труды Одесского политехнического университета, 2000, вып. 3.
- Маслов О.В., Олейник С. Г. Автоматизированная система контроля распределения продуктов деления в ТВС ВВЭР 1000 при проведении перегрузки ядерного топлива. 2-я Межд. конф. «Учёт, контроль и физ. защита ядерных материалов». Обнинск, 2000.
- Галченков О.Н., Маслов О. В., Олейник С. Г. Сравнение двух способов построения спектров в цифровом гамма-спектрометре. Ядерная и радиационная безопасность, 2000, т. 3, вып. 3.
- Маслов О.В., Олейник С. Г. Савельев С.А. Определение глубины выгорания ядерного топлива в реальном времени при проведении перегрузки. Автоматика. Автоматизация. Электротехнические комплексы и системы. 2000, № 16.
- Application of nondestructive gamma-ray and neutron techniques Report Los Alamos National Laboratory LA-8212,1980.
- J.R.Deen, W.L.Woodruff, and C.I.Costescu, «WIMS-D4M User Manual, Rev. 1,» ANL/RERTR/TM-23, Argonne National Laboratory, October 1995.
- K.Tsuchinashi, Y. Ishiguro, K. Kaneko and M. Ido, «Revised SRAC Code System», JAERI 1302 (1986).
- O. W. Hermann, S. M. Bowman, M. C. Brady, and С. V. Parks, Validation of the SCALE System for PWR Spent Fuel Isotopic Composition Analyses,
- ORNL/TM-12 667, Martin Marietta Energy Systems, Inc., Oak Ridge Natl. Lab., (1995).
- M. D. DeHart and 0. W. Hermann, An Extension of the Validation of SCALE (SAS2H) Isotopic Predictions for PWR Spent Fuel, ORNL/TM-13 317, Lockheed Martin Energy Research Corp., Oak Ridge Natl. Lab., (1996).
- Judith A. Briesmeister, Ed., «MCNP-A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 4B», Los Alamos National Laboratory report LA-12 625-M, Version 4B (March 1997).
- Правила обеспечения радиационной безопасности при транспортировании отработавшего ядерного топлива от атомных станций железнодорожным транспортом ПРБ-88.
- G. Estes, Е. Cashwell. «MCNP1B Variance Error Estimator», TD 6−27−78.
- S. Pederson. «Mean Estimation in Highly Skewed Samples». Los Alamos National Laboratory Report LA 12 114 — MS (1991).
- G. Aliberty, M. Salvatores. A Systematic Approach to Nuclear Data Uncertainties and their Impact on Transmutation Strategies.
- Шаталов B.B., Серегин М. Б., Харин В. Ф. Газофториная технология переработки отработавшего оксидного топлива. Атомная энергия, № 3 2001.
- Сидоренко В.А. Исследования и разработки по ядерным реакторам для энергетики России. Атомная энергия, т. 90, вып. 6, июнь 2001.
- Внуков B.C., Рязанов Б. Г. Проблемы и опыт обеспечения ядерной безопасности при хранении отработанного топлива АЭС. Атомная энергия, т.91, вып. 4, октябрь 2001.
- J. P. Malone, J. J. Stobbs. Dual-purpose metal casks: the versatile approach to interim storage of spent fuel. France, Global 95.
- В.А. Опаловский, Г. В. Тихомиров. Расчётно-экспериментальная методика определения параметров ОЯТ. Материалы XII семинара по проблемам физики реакторов ВОЛГА-2002. Москва, 2002.
- В.А. Опаловский, Г. В. Тихомиров. Моделирование радиационной обстановки вокруг контейнера с ОЯТ. Материалы XIII семинара по проблемам физики реакторов ВОЛГА-2004. Москва, 2004.
- В.А. Опаловский, Г. В. Тихомиров, Э. Ф. Крючков. Методика расчёта радиационной обстановки вокруг контейнера с ОЯТ. «Известия высших учебных заведений. Ядерная Энергетика», 2004 г, № 4.
- E.F.Kryuchkov, V.A.Opalovsky, G.V.Tikhomirov. «Comparative Analysis of Radiation Characteristics from various types of Spent Nuclear Fuel.» Proceeding of the SNA-2003, Paris, France, 2003.
- E.F.Kryuchkov, V.A.Opalovsky, G.V.Tikhomirov, «Modeling of radiation field around spent fuel container», Radiation Protection Dosimetry (2005), vol. 116, No 1−4, pp. 575−578.
- F. G. Reshetnikov, Y. K. Bibiloshvily, B. D. Rogozkin. Production and studies of U and Pu nitrides as nuclear fuel and forms of weapon’s grade plutonium storage. France, Global 95.
- C. Bristol, N. Griffin, M. Carr. Irradiated fuel interim storage factors affecting selection. France, Global 95.
- ТЭО концепции РФ по обращению с ОЯТ. Москва, Минатом, 1999.
- Общие положения обеспечения безопасности атомных станций ОПБ -88/97. Москва, Госатомнадзор России, 1997.
- R.J.Ellis, Analyses of Weapons-Grade МОХ WER-1000 Neutronics Benchmarks: Pin-Cell Calculations with SCALE/SAS2H, ORNL/TM-2000/4.
- Б.А. Бибичев, B.B. Кожарин. Экспериментально-расчётный метод определения выгорания и изотопного состава топлива ВВЭР 440 по концентрациям 134Cs и 137Cs. ВАНиТ, серия Физика ядерных реакторов, 1992, вып. 4.
- В.П. Васюхно, В. П. Жарков, М. Е. Нетеча. Влияние тепловых нейтронных констант на точность расчёта защиты реакторов. ВАНиТ, серия Физика и техника ядерных реакторов. 1986, вып. 4.
- Т.С. Зарицкая, А. П. Рудик. Коррекция режимов облучения нуклидов. ВАНиТ, Физика и техника ядерных реакторов, 1988, вып. 3.
- Маяновский М. С. Тенденции развития мировой энергетики. Атомная техниказарубежом, 2001, № 12
- Твэлов Ю. Дозы облучения и радиационный риск на зарубежных ядерных объектах. Атомнаятехниказарубежом, 2001,№ 6.
- Котов В.М., Котов C.B., Тихомиров JI.H. Возможность создания теплового реактора с полным использованием уранового и ториевого сырья. Атомная энергия, т.95, вып. 5, ноябрь 2003.
- Елагин А.П. Ядерные перевозки. Атомная техника за рубежом, 2004, № 4.
- Маяновский М.С. Новые технологии промежуточного хранения и переработки ядерного топлива в Японии. Атомная техника за рубежом, 2001, № 4.
- Тюлов Ю. Новое в сфере обращения с ядерным топливом в Европе. Атомная техника за рубежом, 2001, № 8.
- Камарке Н, Ледерманн П. Французские исследования и разработки в области переработки ядерного топлива. Атомная техника за рубежом, 2001, № 8.
- ПУБЛИКАЦИИ АВТОРА ПО ТЕМЕ ДИССЕРТАЦИИ
- В.А. Опаловский, Г. В. Тихомиров, Э. Ф. Крючков. Методика расчёта радиационной обстановки вокруг контейнера с ОЯТ. «Известия высших учебных заведений. Ядерная Энергетика», 2004 г, № 4.
- E.F.Kryuchkov, V.A.Opalovsky, G.V.Tikhomirov, «Modeling of radiation field around spent fuel container», Radiation Protection Dosimetry (2005), vol. 116, No 1−4, pp. 575−578.
- ДОКЛАДЫ НА НАУЧНЫХ КОНФЕРЕНЦИЯХ
- В.А. Опаловский, Г. В. Тихомиров. Расчётно-экспериментальная методика определения параметров ОЯТ. Материалы XII семинара по проблемам физики реакторов ВОЛГА-2002. Москва, 2002.
- В.А. Опаловский, Г. В. Тихомиров. Моделирование радиационной обстановки вокруг контейнера с ОЯТ. Материалы XIII семинара по проблемам физики реакторов ВОЛГА-2004. Москва, 2004.
- E.F.Kryuchkov, V.A.Opalovsky, G.V.Tikhomirov. «Comparative Analysis of Radiation Characteristics from various types of Spent Nuclear Fuel.» Proceeding of the SNA-2003, Paris, France, 2003.