Сборник тезисов докладов X Международной молодежной научной конференции

Полярное сияние 2007

Ядерное будущее: безопасность, экономика и право

Содержание сборника

Секция «Экологические аспекты использования ядерной энергии»

Все доклады секции


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).