Аналіз деяких програм використовуваних для оцінки радіаційних параметрів відпрацьованого ядерного палива
ARTICLE PDF

Ключові слова

відпрацьоване ядерне паливо, ізотопний склад, контейнер, радіаційна безпека, математичне моделювання

Як цитувати

Smaizys, A., Narkunas, E., Rudychev, V., & Rudychev, Y. (2019). Аналіз деяких програм використовуваних для оцінки радіаційних параметрів відпрацьованого ядерного палива. Ядерна та радіаційна безпека, (3(83), 44-50. https://doi.org/10.32918/nrs.2019.3(83).05

Анотація

Радіаційні параметри відпрацьованого ядерного палива, такі як радіонуклідний склад та активність, потоки та енергетичні спектри гамма квантів і нейтронів, є суттєвими при плануванні подальших кроків поводження з відпрацьованим паливом - тимчасового мокрого чи сухого зберігання або поміщення до геологічного могильнику. Радіаційні параметри, при проектуванні сховища або могильника, визначають конструктивні рішення, які матеріали, товщини конструкцій потрібно використовувати для забезпечення біологічного захисту.

Експериментальні вимірювання радіаційних параметрів відпрацьованого палива є досить складними і коштовними, тому широко використовуються чисельні методи. Розроблено різні комп'ютерні програми (APOLLO, BOXER, CASMO, FISPACT, ORIGEN-S, WIMS і ін.) Для моделювання процесів опромінення ядерного палива та отримання радіаційних параметрів. Незалежно від використовуваної комп'ютерної програми, спочатку необхідно ввести вхідні дані. При моделюванні опромінення і вигорання ядерного палива в активній зоні реактора, геометричні параметри тепловиділяючої збірки, дані матеріалів (хімічний склад, щільність), робочі параметри реактора (потужність, час роботи, параметри теплоносія та ін.) Повинні бути введені в програму як вихідні дані. Досить часто виконується апроксимація вхідних даних, наприклад, тепловиділяючі елементи в збірці гомогенізуються і геометрично описуються як суцільний циліндр, час роботи реактора передбачається безперервним при постійній потужності. Ретельність вхідних даних і зроблені припущення залежать від того, яка початкова інформація доступна та від можливостей комп'ютерної програми. Змодельовані радіаційні параметри відпрацьованого палива залежать не тільки від вихідних даних і припущень, але також від баз даних перерізів, які використовуються в комп'ютерних програмах. Комп'ютерні програми TRITON, ORIGEN-S і FISPACT використовувалися для моделювання концентрації актинідів та продуктів поділу у відпрацьованому паливі реактора РБМК-1000. Отримані результати порівнюються та обговорюються можливі причини розбіжностей в результатах моделювання.

https://doi.org/10.32918/nrs.2019.3(83).05
ARTICLE PDF

Посилання

1. Šmaižys, A., Poškas, P. (2001). Analysis of radiation characteristics for casks loaded with spent RBMK-1500 nuclear fuel. Proceedings of International Conference Nuclear Energy in Central Europe 2001. Slovenia, 2001.

2. Šmaižys, A., Poškas, P., Narkūnas, E., Bartkus, G. (2017). Numerical modelling of radionuclide inventory for RBMK irradiated nuclear fuel. Nuclear Engineering and Design, V. 277, 28–35.

3. Murphy, B. (2006). ORIGEN-ARP cross-section libraries for the RBMK-1000 system. Report ORNL/TM-2006/139, Oak Ridge National Laboratory, 139 p.

4. Soloviov, V., Lebedev, E. (2013). Calculations of the nuclide composition of spent nuclear fuel RBMK-1000 for verification computer module SCALE-6. Nuclear Physics and Atomic Energy, V. 14, № 4, 367–371.

5. Magill, J., Berthou, V., Hass, D., Galy, J., Shenkel, R., Wiese, H.-W., Heusener, G., Tommasi, J., Youinou, G. (2003). Impact limits of partitioning and transmutation scenarios on the radiotoxicity of actinides in radioactive waste. Nuclear Energy, V. 42, № 5, 263–277.