Развитие программного комплекса CASCADE и его применение для моделирования транспорта частиц в многокомпонентных системах

Долгоживущие радиоактивные отходы атомных реакторов, ядерное оружие и атомные подводные лодки не является внутренним делом отдельных стран, эта вопрос экологической безопасности мирового масштаба и требующий серьезного обсуждения, интенсивных исследований и по создания новых реакторных систем. Тысячи тонн накопленных расщепляющихся материалов, с одной стороны, угроза террористической деятельности и несчастные случаи подобные Чернобылю, с другой стороны, делают даже малоактивных токсичных материалов, не говоря уже о высокоактивных отходах. Реконструкция энергетических реакторов в отношении топлива и отходов и создание ядерных электростанций, устроенных по принципу уменьшения долгоживущих отходов с помощью систем Энергия + Трансмутация, могли бы представлять собой два направления деятельности мирового масштаба по устранению ядерных отходов.

Предполагается [1], что второе направление не только исправит создавшуюся ситуацию с ядерными отходами, но и благодаря новым электростанциям, отходов будет гораздо меньше, особенно, если использовать в качестве топлива торий. Основными требованиями такой системы являются внешнеактивный реактор на быстрых нейтронах и эффективная стратегия топливного цикла. Новый дизайн потребует внешнего источника быстрых нейтронов и стратегию сжигания топливных отходов. Этого можно достигнуть в ускорительных подк-ритических системах (ADS).

В списке наиболее проблемных долгоживущих продуктов деления находятся 135Cs, 126Sn, 79Se,^Sr, 99Tc, 129I и т. д., а среди долгоживущих актинидов приоритетными будут Pu, Np и Аш. Захват нейтронов является единственным ядерным процессом, позволяющим сжигать продукты деления или уменьшать время их жизни за счет трансмутации.

Электроядерная установка на базе ускорителей (ADS) [2−4] ускорительная система предполагает высокую скорость трансмутации получение энергии даже из такого топливного сырья, как Th и U. Центральным устройством ADS, способным выполнить эту задачу, является интенсивный источник нейтронов расщепления (INSS), обеспечивающий высокий поток нейтронов как с низкой, так и с высокой энергией за счет взаимодействия пучка быстрых частиц (несколько миллиампер) с тяжелой мишенью, такой как Pb-, Biили их сплав (эвтектика). В зависимости от топливной стратегии ADS могут также быть снабжены дополнительным оборудованием по утилизации плутония в реакторе и использовать смесь небольшого количество минорных актинидов с топливом. Потенциал ADS для наработки расщепляющихся материалов и переработке ядерного топлива был известен уже с начала развития ускорителей частиц, но технологические ограничения не позволяли применить этот подход на коммерческом уровне. Недавний прогресс, особенно в области ускорительных технологий, возродил интерес к концепции ADS и способствовал развитию сотрудничества в этой области.

Так же предполагается использование свинца и свинцово-висмутового сплава в качестве охлаждающего агента эмульсии для систем генерации быстрых нейтронов. Из-за их маленьких энергетических потери захвата нейтронов при столкновении с атомами свинца, что в свою очередь увеличивает возможность, захвата в области резонанса в нуклидов, которые будут трансмути-роваться. На основе этого принципа был разработан концептуально новый способ применения ADS, известный как ускорительный преобразователь продуктов деления. В этой системе почти каждый нейтрон из источника возбуждает реакцию трансмутации. Таким образом, оказывается что, в принципе, трансмутация долгоживущих продуктов деления могла бы быть полезным методом снижения долгосрочного риска геологических хранилищ. Однако, практическая выполнимость требуемого процесса менее вероятна, чем в случае актинидов, и в настоящее время возможна только для 99Тс.

Как упоминалось выше, концепция систем, управляемых ускорителем (гибридных систем), сочетает ускоритель частиц с подкритическим ядерным реактором. Большинство предложений предполагают ускорители протонов, производящие пучки высокой интенсивности с энергией около 1 ГэВ. Протоны направляются на мишень расщепления и производят нейтроны для управления подкритическим реактором. Мишень выполняется из тяжелого металла в твердом или жидком состоянии. Реакции расщепления дают несколько десятков нейтронов на падающий протон, которые попадают в подкритическую зону и вызывают дальнейшие ядерные реакции. За исключением своей подкритичности реактор аналогичен критическому. Он может быть сконструирован для работы со спектрами тепловых или быстрых нейтронов.

Мишень расщепления [5], один из наиболее важных компонентов для электроядерной системы (ADS) которая должна быть сконструирована так, чтобы обеспечивать максимум нейтронов, а также имеет систему, снимающую тепловыделение от пучка. Энергия пучка протонов, выделяющаяся в такой мишени и достигающая нескольких МВт должна быть отведена. К тому же, поле смешанного излучения протонов и нейтронов в мишень накладывает особые условия на конструкцию и функционирование мишени и сильно влияет на все термомеханические свойства. Тяжелые металлы и сплавы такие, как вольфрам, тантал, уран, свинец-висмут, свинец и ртуть считаются потенциально пригодными материалами для мишеней генератора нейтронов. Газ, тяжелая вода или жидкие металлы могут подойти в качестве охладителей для этих мишеней.

Для мишени расщепления доступными являются два варианта: твердые и жидкие металлы. Преимущество свинца над РЬ-В1 заключается в том, что он.

210 • значительно снижает рождение излучающего Ро из реакции (р, хп) на В1 в мишени в 103−104раз. Тем не менее, основной недостаток свинца заключается в его высокой температуре плавления — 327 °C (в сравнении с температурой плавления эвтектики РЬ-В1 — 125°С), что является сложной проблемой для конструкторов и технологов. Другие жидкие металлы, такие как ртуть (1-^), также были предложены (Европейский источник расщепления [6]) для использования в источниках нейтронов расщепления, как и для АББ. Главное преимущество Ь^ над РЬ и РЬ-В1 — это отсутствие активности Ро и возможность того, что не придется нагревать систему перед началом работы, что решило бы многие конструкторские проблемы. Это накладывает чрезвычайно строгие требования на начальный цикл и целостность покрытой газовой системы, потому что радиоактивную ртуть нужно предохранять от утечки в рабочую среду. Во-первых, мишени из ртути с температурой кипения.

356 °C было бы проблематично использовать в АББво-вторых, большое сечение поглощения нейтронов ртути не допускает ее использование в АБ8.

Коррозия и эрозия материалов контейнера, находящихся в непосредственном контакте с жидкими металлами при высоких температурах и больших скоростях потока. А также проблема поведения продуктов расщепления и необходимость окна для пучка между проводником пучка протонов и областью расщепления. Вред излучения для мишени и структурных материалов (разбухание) и ухудшение теплопроводящих свойств, связанное с накоплением гелия, является сложной задачей для науки и предметом исследования с целью создания мишени. Контейнерные материалы предлагаются в [7−10] и во многих других исследованиях.

Что касается продуктов расщепления, исходные вычисления показали, что долгоживущая радиоактивность накапливается в основном за счет начальных ядерных реакций. Второстепенные реакции отвечают за рождение небольшого количества долгоживущих изотопов, 207В1, 210Ро и некоторых других, генерированных захватом низкоэнергетических нейтронов. Нейтроны с диапазоном энергий 20−800 МэВ и протоны с энергией около 100 МэВ вносят свой вклад в общую активную энергию, хотя эти части спектра внутри мишени вносят небольшую в общий поток (спектры нейтронов можно видеть в главе 5).

Источник нейтронов расщепления широко используется в следующих областях: 1) маленький угол нейтронного рассеяния, что создает уникальный потенциал для исследований наноуровневой структуры в физике твердых состояний, исследований полимеров и материалов и для науки о жизни- 2) источник пульсирующих нейтронов расщепления играет очень важную роль в нейтронном источнике, например в ядерном реакторе- 3) Пучок нейтронов является очень хорошим зондом для наблюдения за легкими элементами в 6 присутствии тяжелых элементов, магнитного беспорядка и др.- 4) за счет широкого высокоэнергетического диапазона источник нейтронов расщепления является хорошим источником изучения (п, хп)-реакций для л: > 3. хотя другую возможность производить источник квази-нейтронов найти трудно [11].

Заключение

.

Описанные выше усовершенствования программного комплекса CASCADE существенно улучшают согласие с опытом получаемых с его помощью результатов:

1. Создан Монте-карло алгоритм для описания процессов испарения и деления для распада послекаскадных ядер. Алгоритм реализован в новой версии программного комплекса CFSCADE. В алгоритме процесса испарения используются новые константы для кулоновского барьера и обратного сечения испаряющихся частиц из программы каскада GEM, а также более точное выражение для плотности уровней. Вероятность испарения рассчитана методом численного интегрирования с целью учета энергетической зависимости параметра плотности уровней. Кроме того, создан алгоритм для расчета испарения тяжелых фрагментов не только в основном, но и в возбужденных состояниях. Показано, что распад послекаскадных ядер происходит на более ранней стадии, чем это предполагается в используемой каскадными программами теории Фонга. Учет этого обстоятельства и более точное выражение для барьера деления устраняют имевшее место ранее почти 10-кратное расхождение расчётного и экспериментального распределения изотопов по массам. Устраняется «двугорбость» этого распределения. Показано, что результаты расчета сечений выхода изотопов в новой версии программы CASCADE находятся в хорошем согласии в пределах стандартного отклонения 1.4 с экспериментальными результатами для предактинидных мишеней и со стандартным отклонением < 2 для актинидных мишеней. Результаты же старой версии программы CASCADE согласуются с экспериментом со стандартным отклонением в пределах от 2.8 до 5. Уточнение моделей испарения и деления слабо сказалось на дифференциальных энергетических спектрах нейтронов, рождающихся при взаимодействиях протонов с тяжелыми ядрами, однако несколько (около 5%) улучшает согласие с опытом в случае легких ядер (Al, Na и т. п.).

2. Разработан новый метод для расчета интегральных сечений ядро-ядерных взаимодействий позволяющий вычислять сечения как выше, так и ниже кулоновского барьера для взаимодействий легких и тяжелых ядер. Расчётные сечения согласуются с известными в настоящее время экспериментальными данными, хотя для взаимодействий очень тяжелых ядер таких данных пока очень мало.

3. Создана математическая модель установки «Энергия+Трансмутация», детально учитывающая особенности её конструкции, многослойного основания и окружающей радиационной защиты. Сравнение вариантов установки с 2, 4 и 9 U секциями показывает, что 4-секционный вариант является оптимальным. Создание запланированной дорогостоящей 9-секционной.

103 установки не имеет существенных преимуществ с точки зрения увеличения точности измерений, ни в отношении получаемых с ее помощью физических результатов. Показано, что пространственная дисперсия протонного пучка и его небольшие (< 1 см) смещения относительно центра мишени слабо сказываются на результатах расчётов. Однако число нейтронов возрастает в направлении смещений, превышающих 15%. На основе математических экспериментов предложена реконструкция установки, упрощающая ее конструкцию и позволяющая более определённо интерпретировать выполняемые на ней измерения. Показано, что использующаяся в настоящее время радиационная защита установки «Энергия+Трансмутация», не поглощая нейтроны, трансформирует их в нейтроны с Е < 0.1 эВ, благодаря чему в экспериментальном зале имеется высокий фон нейтронного излучения. Защита не устраняет и гамма-излучение. Моделирование экспериментальной установки САММА-2 показало, что с точки зрения «энергетической стоимости» производства нейтронов оптимальной является область энергий вблизи 1.5 ГэВ. Рассчитано пространственное и энергетическое распределения потока генерируемых нейтронов. Использование парафинового замедлителя приводит к тому, что большая часть рождающихся нейтронов (70%) попадает в области энергий ниже 0.1 эВ. Слой графита той же толщины замедляет нейтроны намного слабее.

4. Реализован метод восстановления спектра нейтронов, рождающихся в реакциях расщепления внутри облучаемой мишени, с помощью спектрометрической обработки результатов измерений активности пороговых детекторов. Эффективность метода проиллюстрирована на примере обработки экспериментальных данных, полученных на установках САММА-2 и «Энергия+Трансмутация» .