РАСЧЕТ ПРОХОЖДЕНИЯ НЕЙТРОНОВ И ФОТОНОВ ОТ ГЛУБОКО ВЫГОРЕВШЕГО

РАСЧЕТ ПРОХОЖДЕНИЯ НЕЙТРОНОВ И ФОТОНОВ ОТ ГЛУБОКО ВЫГОРЕВШЕГО
ТОПЛИВА ВВЭР НА ПОВЕРХНОСТЬ ТРАНСПОРТНОГО КОНТЕЙНЕРА
Руководитель: В.В.Синица (ФГБУ НИЦ «Курчатовский институт»)
Автор доклада: Д.Т. Иванов (ФГБУ НИЦ «Курчатовский институт»)
Введение
Повышение обогащения и увеличение выгорания топлива, обусловленное требованиями роста
экономической эффективности использования делящихся материалов, актуализируют проблему обоснования
как ядерной, так и радиационной безопасности при обращении с топливом на АЭС с ВВЭР. Комплексное
решение этих проблем в отделе анализа безопасности ВВЭР «Курчатовский институт» предполагается
осуществлять на основе пакета САПФИР.
Пакет САПФИР (Система Алгоритмов и Программ для Физического Исследования Реакторов)
представляет собой библиотеку стандартизованных программных сегментов, в которые включаются
программные модули и интерфейсы. В рамках пакета САПФИР стандартизованы форматы потоков данных,
которыми обмениваются сегменты. Первая версия пакета САПФИР разрабатывалась в 80-х годах и
предназначалась для формирования спектральных программ расчета ТВС. В начале 2000-х годов на основе
пакета САПФИР разработан комплекс САПФИР-2006[1], позволяющий проводить расчеты методом МонтеКарло в обоснование ядерной безопасности при обращении с топливом на АЭС с ВВЭР. В настоящее время
ведутся работы по созданию аналогичного комплекса для решения задач обоснования радиационной
безопасности при обращении с отработанным топливом ВВЭР. Одно из направлений этих работ состоит в
обеспечении возможности расчётов мощности дозы от нейтронного и гамма-излучения в условиях хранения и
транспортировки отработанного топлива.
На первом этапе работы с помощью процессинговых систем NJOY99[2] и, частично, GRUCON[3] была
сформирована база данных, позволяющая моделировать процессы образования и переноса нейтронного и
гамма-излучения при глубоких проникновениях на основе современных библиотек оцененных ядерных данных
(РОСФОНД, ENDF/B-VI.8, ENDF/B-VII.0, JEFF-3.1, JENDL-3.3). Форматы базы данных позволяют
производить в настоящее время расчеты, используя американскую программу MCNP4c2[4].
Второй этап работы, результаты которой приведены в докладе, состоял в тестировании базы данных
путем расчета модельных экспериментов и сравнения результатов расчета реальных средств обращения с ОТВС
по программе MCNP4c2 и САПФИР-2006. В комплексе САПФИР-2006 использовалось константное
нейтронное обеспечение, аттестованное для расчета критичности.
В дальнейшем планируется доработка системы GRUCON с целью полного обеспечения современными
данными пакета САПФИР-2006, который также предполагается расширять путем включения модулей,
необходимых для решения задач радиационной защиты и прохождения гамма-излучения.
1. Расчет модельных экспериментов
Для тестирования базы данных был выбран эксперимент RFNC_PH [5] по измерению спектров утечки
нейтронов и фотонов из сферической оболочки толщиной 5 см, в центре которой расположен точечный 14 МэВ
источник нейтронов. При этом варьировался материал сферической оболочки: H2O, CF2, SiO2, NaCl, Al, Ti, Fe,
Cu, Zr, Mo, Pb, U238.
Расчёты проводились по программе MCNP4C2 с использованием полученных рабочих библиотек на
основе библиотеки оцененных данных ENDF/B-VII.0. Число историй составляло 107. Спектры рассчитывались
для 4 энергетических интервалов. Статистическая погрешность не превышала 2%.
Типичное расхождение результатов расчета и экспериментальных данных прохождения нейтронов
составляет ~30 %, фотонов ~ 50%. На рисунках 1 и 2 в качестве примера представлено сравнение
экспериментальных и расчетных данных прохождения нейтронов и фотонов через железную сферу. Значения
экспериментальных данных и результаты расчетов на основе других библиотек взяты из работ [6].
Рисунок 1. Отличие в процентах четырех групповых нейтронных расчетных спектров от
экспериментальных данных (заштрихован диапазон погрешности эксперимента)
Рисунок 2 Отличие в процентах четырех групповых фотонных расчетных спектров от
экспериментальных данных (заштрихован диапазон погрешности эксперимента)
Полученные отличия экспериментальных и расчетных данных не противоречат результатам расчетов,
выполненных авторами экспериментальных данных.
Для тестирования комплекса САПФИР-2006 пришлось видоизменить источник, поскольку в аттестованных 26групповых библиотеках констант БД-ЛНФК-87/03 и ENDF/B-VI.6 верхняя граница нейтронов определена в 10,5
МэВ. Для возможности сравнения результатов в модельной задаче был использован источник нейтронов 10
МэВ. Результаты сравнения расчета прохождения нейтронов по САПФИР-2006 и MCNP4с2 с библиотекой
ENDF/B-VII для сферической оболочки из железа, воды и урана приведены на рисунках 3-5 в 26 групповых
интервалах (статистическая ошибка расчета не превышает толщины линии).
Доля нейтронов
0.6
0.5
M CNP
С А П ФИ Р (E N D F B /V I)
0.4
С А П ФИ Р (Б Д -ЛН ФК -87 /03)
0.3
0.2
0.1
0.0
0.00
2.00
4.00
6.00
8.00
10.00
Энергия, МэВ
Рисунок 3. Сравнение спектров утечки нейтронов из сферы из U238, рассчитанные комплексами САПФИР и
MCNP
Доля нейтронов
0.8
0.7
MCNP
0.6
САПФИР(ENDFB/VI)
0.5
САПФИР(БД-ЛНФК-87/03)
0.4
0.3
0.2
0.1
0
-0.1
0.0
2.0
4.0
6.0
8.0
Энергия, МэВ
10.0
Рисунок 4. Сравнение спектров утечки нейтронов из сферы из Fe, рассчитанные комплексами САПФИР и
0.8
Доля нейтронов
0.7
0.6
MCNP
0.5
САПФИР(ENDFB/VI)
САПФИР(БД-ЛНФК-87/03)
0.4
0.3
0.2
0.1
0
0.00
1.00
2.00
3.00
4.00
5.00
6.00
Энергия, МэВ
7.00
8.00
9.00
10.00
MCNP
Рисунок 5. Сравнение спектров утечки нейтронов из сферы из H2O, рассчитанные комплексами САПФИР и
MCNP
С учетом того, что константное обеспечение комплекса САПФИР-2006 исходно не ориентировано на
расчет глубоких прохождений нейтронов, результат сравнений также можно считать удовлетворительным.
2. Расчет потоков нейтронов на поверхности транспортного контейнера ТК-13
Транспортный контейнер ТК-13 предназначен для вывоза тепловыделяющих сборок с отработанным топливом
- ОТВС с АЭС с реакторами ВВЭР-1000 после нахождения ОТВС в бассейне выдержки около 10 лет.
Поперечное сечение ТК-13 приводится на рисунке 6. В данной задаче рассматривается полная загрузка
контейнера 12 ОТВС для трех типов топлива:
- урановое топливо исходного обогащения 4,4%
- урановое топливо исходного обогащения 5,0%
- МОХ-топливо (содержание Pu 8,5%)
Глубина выгорания ОТВС составляет 60 МВт*сут/кг ТМ. Время нахождения ОТВС в бассейне выдержки
составляет 10 лет. Изотопный состав при таких условиях были взяты из работы Безбородова А.Н.,
представленной на этой конференции. Спектры нейтронов спонтанного деления рассчитывались на основе
библиотеки данных по радиационным распадам JEFF-3.1 с помощью программы процессинговой системы
GRUCON.
Сталь
Вода
Воздух
Рисунок 6. Поперечный разрез ТК-13
В таблице 1 приведены результаты расчета прохождения нейтронов на поверхность контейнера ТК-13
для бесконечной по высоте модели по комплексу САПФИР-2006 и программе MCNP. Рассмотрены варианты
штатного состояния с водой во внешнем зазоре и аварийной ситуации при отсутствии воды. Результаты
нормированы на 1 нейтрон, рожденный в выгоревшем топливе с соответствующим спектром спонтанного
деления.
Таблица 1 . Доля нейтронов прошедших на поверхность контейнера ТК-13
Исходное топливо
С водой
Без воды
САПФИР-2006
MCNP
САПФИР-2006
MCNP
Урановое топливо с
обогащением 4.4 %
0.00144(5)*
0.00137(5)
0.0852(1)
0.0940(1)
Урановое топливо с
обогащением 5.0
0.00147(5)
0.00140(5)
0.0874(1)
0.0958(1)
МОХ
0.00174(5)
0.00182(5)
0.1012(1)
0.1164(1)
* Примечание: 0.00144(5)-означает 0.00144±0.00005
На рисунке 7 приведено сравнение спектров нейтронов на поверхности контейнера ТК-13 для загрузки ОТВС
исходного обогащения 5,0%
Доля нейтронов, прошедших на
поверхность от 1 рожденного
2.4E-02
2.0E-02
САПФИР
MCNP4C2
1.6E-02
1.2E-02
8.0E-03
4.0E-03
0.0E+00
1.0E-07 1.0E-06 1.0E-05 1.0E-04 1.0E-03 1.0E-02 1.0E-01 1.0E+00 1.0E+01
Энергия, МэВ
Рисунок 7. Спектр нейтронов на поверхности ТК-13 , рассчитанный программными комплексами САПФИР2006 и MCNP4c2
Заключение.
Результаты сравнения расчета по двум программам показали, что для повышения точности расчета
глубоких проникновений по комплексу САПФИР-2006 необходимо провести доработку константного
обеспечения в области спектра деления (выше 0,1 МэВ).
Для доработки константного и модульного обеспечения комплекса САПФИР-2006 для решения задач
радиационной безопасности необходимо:
−
расширить область энергий нейтронов по крайней мере до 14 МэВ
−
провести ревизию константного нейтронного обеспечения в области спектра деления
−
разработать программу формирования константного обеспечения для фотонов в форматах САПФИР
−
разработать модули глубоких проникновений фотонов методом Монте-Карло
Список ссылок
1. Тебин В.В., Борисенков А.Э. “Комплекс программ САПФИР-2006 для расчета полномасштабных активных
зон реакторов ВВЭР методом Монте-Карло”. Вестник СГТУ № 4 (20) вып. 5, 2006.
2. R.E.Macfarlane,”The NJOY nuclear data processing system, Version 91”, Report LA-12740-M(1994)
3. V.V.Sinitsa, A.A.Rineiskiy. “GRUKON - A Package of Applied Computer Programs”, Rep. INDC(CCCP)-344,
IAEA, Vienna(1993)
4. J.F. Briesmeister Ed., “MCNP - A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 4C”, LANL,
LA-13709-M, April 2000.
5. I.Kodeli, H. Hunter, E. Sartori, “Radiation Shielding and Dosimetry Experiments Updates in the SINBAD database,”
Radiation Protection Dosimetry: 116, No.1-4, pp.558-561(2005)
6. A. I. Saukov, B. I. Sukhanov, A. M. Ryabinin, V. D. Lyutov ,” Spectra of Neutron Leakage from Spherical and
Hemispherical Samples with a Central 14-MeV Neutron Source”: Voprosy Atomnoi Nauki I Teckniki, Series: Nuclear
Constants, 2, 3-30 (1998)
A. I. Saukov, B. I. Sukhanov, A. M. Ryabinin et al, ”Photon Leakage from Spherical and Hemispherical Samples with
a Central 14-MeV Neutron Source”, Nuclear Science and Engineering: 142, 158-164 (2002)