Сборник тезисов докладов X Международной молодежной научной конференции
МОДЕЛИРОВАНИЕ ИЗМЕНЕНИЯ АКТИВНОСТИ КОНСТРУКЦИОННЫХ МАТЕРИАЛОВ ТВС РЕАКТОРА ТИПА ВВЭР
Корзунин А.В.
Обнинский государственный технический университет атомной энергетики
Изучение изменения ядерно-физических свойств конструкционные материалов ядерных реакторов является важным для обращения с ними.
Данная работа посвящена изучению активации циркониевых сплавов, которые являются конструкционными материалами ТВС реактора типа ВВЭР.
Цель работы — моделирование временной зависимости изменения радиоактивности этих материалов. Моделирование осуществлено с помощью программы ORIGEN–S [1], входящей в состав комплекса SCALE 5 [1]. Для решения системы дифференциальных уравнений используется метод матричной экспоненты. Сечения подготавливаются программой ORIGEN-ARP [1].
Параметры, определяющие воздействие на сплав внешней среды представлены в таблице 1.
Таблица 1. Внешние параметры.
Тепловая мощность реактора, МВт |
3125 |
Обогащение топлива, % |
3,3 |
Загрузка реактора топливом (UO2), кг |
75000 |
Плотность замедлителя, г/см3 |
1 |
Исследуемые варианты химических составов сплавов представлены в таблице 2.
Таблица 2. Процентное содержание легирующих элементов в исследуемых сплавах.
Сплав |
Процентное содержание элемента, % |
||||
Nb |
Sn |
Fe |
Cr |
Ni |
|
Zr+Nb |
1 |
- |
- |
- |
- |
Zr+Nb+Sn+Fe+Ni |
0,1 |
0,1 |
0,1 |
- |
0,1 |
Zr+Nb+Sn+Fe |
1 |
1 |
0,1 |
- |
- |
Zr+Sn+Fe+Cr+Ni |
- |
1 |
0,1 |
0,1 |
0,1 |
Облучение происходит в течение трех лет. Все параметры не зависят от пространственных координат.
Результаты расчетов удельной радиоактивности исследуемых циркониевых сплавов показали, что в течение облучения активность всех четырех материалов растет одинаково до значения ~1011 кБк/кг (рис. 1). Удельная активность сплавов с 1% содержания ниобия остается практически постоянной (~1•106 кБк/кг) начиная со 100 лет выдержки и, как минимум, на одну тысячу лет вперед. Эта активность обусловлена 94Nb. Что касается сплавов без высокого содержания ниобия, их активность спадает всего на один-два порядка величины от 100 до 1000 лет выдержки.
Основной элемент этих сплавов - цирконий и его отделение от других элементов после облучения может быть полезным. Оценено, что удельная активность циркония в этих сплавах уменьшается от 1010 до 104 кБк/кг по порядку величины за время около 10 лет выдержки. Отношение удельной активности «загрязненного» циркония к удельной активности отделенного может принимать значение более тысячи (рис. 1).
В ходе исследования обнаружено, что существенное значение имеет учет реакции вынужденного изомерного перехода. Для варианта Zr+Nb оценки активностей после десяти лет выдержки с учетом и без учета этих реакций отличаются на порядок. Это обусловлено реакцией перехода 93Nb в 93mNb. То есть, для этого значения времени выдержки эта реакция является определяющей.
Данный факт интересен, так как подобные реакции далеко не всегда учитываются в расчетных моделях.
Была проведена оценка удельной активности облученных конструкционных материалов. Существуют [2, 3] следующие нормы для данного вида материалов: верхняя граница удельной активности материалов применяемая в конкретных проектах по неограниченному использованию или неограниченному захоронению в ряде стран изменяется от 0,1 кБк/кг до 5 кБк/кг.
Рисунок 1. Зависимость удельной активности от времени для исследуемых вариантов.
Таким образом, радиоактивность сплавов после облучения слишком высока, что не позволяет использовать их в хозяйственной деятельности или захоранивать без ограничений даже после 1000 лет выдержки. То же справедливо и для отделенного циркония. Показано, что цирконий снижает свою удельную активность в 106 раз за время около 10 лет выдержки. Показано также, что при проведении моделирования изменения изотопного состава учет реакции вынужденного изомерного перехода может иметь важное значение.
Литература
1. SCALE-5, SCALE: A Modular Code System for Performing Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluation, RSICC, CCC-7252.
2. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. Recycle and reuse of materials and components from waste streams of nuclear fuel cycle facilities. IAEA-TECDOC-1130, 2000.
3. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ): 2.6.1. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность СП 2.6.1. 799-99 – М.: Минздрав России, 2000. – 98 с. (Гос.сан.эпид.нормирование Рос.Фед. Гос.сан.эпид. правила и нормативы).