численное моделирование радиационных полей излучения

XVIII Международная научно-практическая конференция «СОВРЕМЕННЫЕ ТЕХНИКА И ТЕХНОЛОГИИ»
Секция 8: Физические методы в науке и технике
ЧИСЛЕННОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ РАДИАЦИОННЫХ ПОЛЕЙ ИЗЛУЧЕНИЯ
ВБЛИЗИ ТРАНСПОРТНОГО КОНТЕЙНЕРА
Губайдулин И.М., Драгунов А.В.
Научный руководитель: доцент, к.ф.-м.н. Беденко С.В.
Томский политехнический университет, 634050, Россия, г. Томск, пр. Ленина, 30
E-mail: commander_tom@mail.ru
Задача обеспечения своевременного и безопас- тивные превращения этих изотопов вызывают геного вывода из эксплуатации ядерных и радиаци- нерацию нейтронного и γ-излучений [3].
онно-опасных объектов является приоритетной и
Под мощностью нейтронного и γ-источника
принципиально важной задачей для развития ОЯТ с определенной глубиной выгорания и вреатомной отрасли. В этой связи актуальной являет- менем выдержки понимается полное количество
ся разработка концептуальных подходов по выво- нейтронов или гамма-квантов, испускаемых одной
ду из эксплуатации объектов различного назначе- ОТВС в единицу времени.
Нейтроны образуются в результате протекания
ния, включая системы и элементы систем хранения отработанного ядерного топлива (ОЯТ).
(α,n)-реакций на легких ядрах ОЯТ; спонтанного
Опыт эксплуатации основного оборудования деления ядер урана и трансурановых элементов в
объектов атомной отрасли показал большую зна- ОЯТ; фотонейтронов, образующихся в результате
чимость информации о составе и количестве ра- протекания фотоядерных процессов (фотоядерное
диоактивности, аккумулированной в эксплуати- деление, реакции типа (γ,xn)) – 3 основные составруемом оборудовании. Только она позволяет ре- ляющие.
шать вопрос о способах демонтажа оборудования,
В формирование источника γ-квантов в осново возможности его повторного использования или ном вносят вклад продукты деления, испытываюутилизации.
щие последовательные β-распады, которые, в свою
Целью настоящей работы является определе- очередь, сопровождаются испусканием γ-квантов.
ние дифференциальных характеристик источников
Расчетные исследования с использованием
и полей излучения, образующихся в системах хра- программы SCALE показали, что нейтронный иснения и транспортировки отработавшего топлива точник на 98% определяются набором из нескольпри эксплуатации, создание базы данных, позвоких изотопов, а именно: 238Pu, 240Pu, 242Pu, 242Сm,
ляющей прогнозировать состав и интенсивность 244
Сm, 246Сm, 242Cf. Так же было установлено, что
наведенной радиоактивности в материалах систем
γ-фон на 98% определяется несколькими продукхранения и транспортировки.
Все величины, характеризующие радиоак- тами деления, а именно: 85Кr, 90Sr, 125Sb, 137Cs,
тивный распад каждого изотопа (периоды полу- 144Се, 137m Ва, 154Eu, 155Eu
распада, количество нейтронов на один распад,
Определяющий вклад в формирование нейэнергии γ-квантов, образующихся при распаде и т. тронного излучения вносят всего несколько изотод.), являются постоянными. Поэтому параметры пов. Например, нейтронный источник в облучёнисточников излучений ОЯТ являются функцией ном урановом топливе практически полностью
только изотопного состава.
определяется изотопами кюрия [3, 4]. Однако, знаТаким образом, задача формирования мас- чения концентраций этих изотопов, как правило,
сива данных, характеризующих ОЯТ, как источник содержат наибольшую неопределенность, так как
различных излучений, сводится к определению они практически не влияют на коэффициент разизотопного состава ОЯТ и ядерных данных, харак- множения и до недавнего времени вопрос точнотеризующих радиоактивные превращения всех сти определения их концентраций не находил
изотопов в ОЯТ.
должного внимания [1].
Расчёт изменения изотопного состава маРасчет параметров поля излучения, формитериалов реакторной установки в процессе ее ра- рующегося в рабочем объеме контейнера ТУКботы производился с помощью программы ORI- 109, осуществлялся с использованием программGEN-ARP. Обобщённый подход (алгоритм) к опи- ного комплекса MCU5TPU (константное обеспесанию изменения изотопного состава ядерного чение – библиотека MCU-DB).
топлива с учётом основных физических особенностей взаимодействия нейтронов с ядрами и последующих радиоактивных превращений, а также
конкретные алгоритмы расчета концентраций продуктов деления и актиноидов представлены, например, в работах [1, 2].
ОЯТ является мощным источником ионизирующих излучений. Как источник облученное топливо имеет сложную структуру, которая образована до 800 радиоактивными изотопами. Радиоак-
13
XVIII Международная научно-практическая конференция «СОВРЕМЕННЫЕ ТЕХНИКА И ТЕХНОЛОГИИ»
Секция 8: Физические методы в науке и технике
В работе исследована динамика пространственного распределения дочерних нестабильных
радионуклидов, образующихся в элементах конструкции контейнера под действием нейтронного
излучения от ОЯТ реактора РБМК-1000. Получена
информация о составе и количестве радиоактивности, аккумулированной в контейнере за 50 лет эксплуатации.
Выводы.
1. Установлено, что для перспективных модификаций облученных сборок реактора РБМК1000 расчетное значение плотности потока быстрых нейтронов вблизи контейнера ТУК-109 превышает предельно допустимые уровни в 3 раза.
2. При хранении облученного топлива в контейнере ТУК-109 происходит накопление в его
объеме радиоактивности, уровень которой зависит
от материала элементов конструкции, их пространственного расположения и времени.
3. Установлено, что после снятия с эксплуатации контейнера уровень ионизирующего излучения вблизи контейнера определяется изотопами:
14
C, 41Ca, 59Ni, 63Ni, 55Fe, 54Mn, 60Co. Мощность экспозиционной дозы фотонного излучения за счет
накопления этих радионуклидов не превышает
предельно допустимых уровней.
Рис. 1. Сечение расчетной 3D-модели контейнера:
1 – пространство вблизи контейнера (воздух);
2 – стальные оболочки корпуса контейнера
(сталь марки 08Х18Н10Т);
3 – бетонные оболочки корпуса контейнера
(бетон марки ОПБ СТ);
4 – пространство внутри контейнера, не занятое ОЯТ (Не);
5 – ампулы с пучками твэл ОЯТ.
Последовательность моделируемых событий
при расчете параметров поля излучения следующая. Под действием мощного нейтронного излучения от ОЯТ при его долговременном хранении в
контейнере происходит активация изначально стабильных ядер, входящих в состав стали и бетона
контейнера. Распад каждого образующегося нестабильного ядра сопровождается выделением
энергии в точке распада и генерацией фотонов.
Процесс радиоактивного распада формирует поле
излучения внутри и на поверхности контейнера, а
γ- и нейтронное излучение от ОЯТ формирует так
же поле излучения вблизи контейнера.
Время жизни, энергия распада и спектр излучения для всех радиоактивных ядер известен. Для
определения интересующих нас радиационных
характеристик материала следует суммировать
индивидуальные радиационные характеристики
ядер атомов, входящих в состав материала. Таким
образом, задача расчета параметров поля излучения, формирующегося в рабочем объеме контейнера, сводится к определению концентраций нестабильных ядер.
Литература:
1. Шаманин И.В., Беденко С.В., Павлюк
А.О., Лызко В.А. Использование программы ORIGEN-ARP при расчете изотопного состава отработанного топлива
реактора ВВЭР-1000 // Известия Томского
политехнического университета. – 2010. –
Т. 317. – № 4. – C. 25–28.
2. Круглов А.К., Рудик А.П. Реакторное производство радиоактивных нуклидов. – М.:
Энергоатомиздат, 1985. – 256 с.
3. Беденко С.В., Гнетков Ф.В., Кадочников
С.Д. Дозовые характеристики полей нейтронов облученного керамического ядерного топлива различных типов // Известия
вузов. Ядерная энергетика. – 2010. – № 1.
– С. 6–12.
4. Шаманин И.В., Буланенко В.И., Беденко
С.В. Поле нейтронного излучения облученного керамического ядерного топлива
различных типов // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2010. – № 2. – С. 97–103.
14