Спектральный состав радиационных полей излучения отработанного штатного, регенерированного и МОХ-топлива в сравнении
Состояние исследований. • В настоящее время в 33 реакторах Франции, Германии, Бельгии и Швейцарии используется регенирированное топливо с загрузкой ~ 30 % • При повторном использовании регенерированного урана в ядерных реакторах содержание U 236 и U 232 будет возрастать
Цель работы Проведение расчетных исследований радиационных характеристик усовершенствованного топлива, эксплуатировавшегося в реакторах типа ВВЭР, PWR и BWR на стадиях его хранения, транспортировки и переработки.
ЗАДАЧИ 1. Определить изотопный состав ОЯТ используя программу ORIGEN-ARP 2. Получить нейтронную и гамма составляющую радиационных характеристик ОЯТ для выгораний – 28, 40 и 57 МВт∙сут/т и выдержек – 2, 3 и 7 лет 3. Провести анализ и сравнение полученных результатов расчета радиационных характеристик ОЯТ Слайд 4
Исходные данные для расчета Исходный нуклидный состав штатного топлива следующий, %: U 234 – 0, 036, U 235 – 4, U 238 – 95, 964 Исходный нуклидный состав регенерированного топлива, %: U 232 – 2∙ 10 – 7 , U 234 – 0, 043, U 235 – 4, 139, U 236 – 0, 463, U 238 – 95, 355. Исходный нуклидный состав МОХ-топлива, %: U 235 − 1, 5, U 238 – 94, 5, Pu – 4. Изотопная композиция Pu, %: Pu 239 – 70, Pu 240 – 25, Pu 241 – 5. Слайд 8
Источники нейтронного и гамма-излучения в ОЯТ Появление γ-квантов обусловлено: 1. распадами тяжелых атомов и продуктов деления 2. наличием облучённых конструкционных материалов Появление нейтронов обусловлено: 1. спонтанным делением актиноидов, 2. (α, n)-реакциями на легких элементах 3. (γ, n)-реакциями на ядрах актиноидов Слайд 7
Расчет нейтронной составляющей радиационных характеристик ОЯТ по каналу (γ, n)- реакции Удельная нейтронная активность, обусловленная протеканием (γ, n)-реакций на j-ом соединении определяется соотношением: , нейтр/(с∙т(U)), (3) Числитель: макроскопическое сечение взаимодействия (γ, n) реакции Знаменатель: полное сечение взаимодействия Слайд 9
Накопление изотопов U-232 и Pu-236 в регенерированном топливе реакторов ВВЭР-1000, PWR и BWR после 1042 эффективных суток работы Слайд 10
Накопление изотопа U-236 в регенерированном топливе реакторов ВВЭР-1000, PWR и BWR после 1042 эффективных суток работы Слайд 11
Накопление изотопа Cm-244 в регенерированном топливе реакторов ВВЭР-1000, PWR и BWR после 1042 эффективных суток работы Слайд 12
Накопление изотопа Cm-242 в регенерированном топливе реакторов ВВЭР-1000, PWR и BWR после 1042 эффективных суток работы Слайд 13
Выводы 1. Анализ результатов расчета показал, что нейтронная и γ-составляющая радиационных характеристик регенерированного топлива (после первого рецикла) практически не отличается от аналогичных характеристик штатного топлива при тех же режимах облучения. 2. При расчете дозовых характеристик необходимо учитывать энергетический спектр нейтронов, в особенности от (α, n)-реакций на кислороде, так как спектр таких нейтронов существенно «жёстче» в сравнению со спектром нейтронов спонтанного деления. 3. Радиационные характеристики облученного МОХ-топлива в 2 -7 раз (в зависимости от глубины выгорания и типа топлива) превышают таковые для облученного штатного и регенерированного топлива.
Скачать презентацию Спектральный состав радиационных полей излучения отработанного штатного регенерированного
Выступление.pptx