автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Нейтронно-физическое обоснование защищенности уран-плутониевого топливного цикла от несанкционированного распространения делящихся материалов

ФИЛИМОНОВ СЕРГЕЙ НИКОЛАЕВИЧ

НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКОЕ ОБОСНОВАНИЕ ЗАЩИЩЕННОСТИ УРАН-ПЛУТОНИЕВОГО ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА ОТ НЕСАНКЦИОНИРОВАННОГО РАСПРОСТРАНЕНИЯ ДЕЛЯЩИХСЯ МАТЕРИАЛОВ

05.14.03 - ядерные энергетические установки, включая проектирование,эксплуатацию и вывод из эксплуатации

АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

2 2 ИЮЛ?0Ю

0бнинск-2010

004607287

Работа выполнена в Обнинском институте атомной энергетики -филиале Федерального государственного бюджетного образовательного учреждения высшего профессионального образования «Национальный исследовательский ядерный университет МИФИ»

Научный руководитель: доктор технических наук

Артисюк Владимир Васильевич

Официальные оппоненты: доктор технических наук

Чебесков Александр Николаевич

кандидат физико-математических наук Тихомиров Георгий Валентинович

Ведущая организация: Российский научный центр

«Курчатовский институт»

Защита состоится 2 июля 2010 г. в ]4 часов 00 минут на заседании диссертационного совета Д 212.130.10 при Национальном исследовательском ядерном университете «МИФИ» по адресу: 249040. Калужская обл., г. Обнинск, Студгородок, 1, зал заседаний ученого совета.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ИАТЭ НИЯУ МИФИ.

Автореферат разослан «_31 » мая 2010 г.

Ученый секретарь

диссертационного совета Д 212.130.10 доктор физико-математических наук. /

профессор '/¿¿¿¿-¿'с I В.Л. Шаблов

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность работы

Разработка материалов и технологий замкнутого топливного цикла для реакторов на быстрых и тепловых нейтронах включена в качестве одного из приоритетных направлений принятой в Российской Федерации Федеральной Целевой Программы «Ядерные энерготехнологии нового поколения». Замыкание топливного цикла предусматривает рециклирование регенерата урана и вовлечение в электрогенерацию плутония, что уже является технологической реальностью развитых ядерных стран. Для внедрения данных перспективных топлив в энергетику развивающихся стран потребуется обоснование их защищенности от несанкционированного распространения.

Внутренне присущими барьерами против несанкционированного распространения являются радиационные барьеры, обусловленные повышенным тепловыделением, гамма- и нейтронным излучением в топливе, затрудняющими изготовление взрывного устройства. Созданию этих барьеров служит денатурирование плутония (обогащение его четными изотопами 238Ри и 240Ри) и допинг 232U в топливо на основе обогащенного урана. За последнее десятилетие появился ряд концепций топливных циклов с повышенным радиационным барьером, снижающим привлекательность использования топливных композиций для изготовления ядерного взрывного устройства.

В данной работе проводится анализ рециклированного топлива с неразделяемой уран-плутониевой фракцией с точки зрения одновременной защищенности как плутония, так и урана. Это представляет собой актуальную задачу, решение которой будет являться вкладом в формирование топливных циклов, обеспечивающих безопасное развитие ядерной энергетики.

Цель и задачи исследования

Целью данной работы является концептуальная проработка вопросов защищенности топлива для водо-водяных реакторов на основе неразделенной уран-плутониевой фракции с допингом тория и нептуния.

Для достижения поставленной цели были определены следующие задачи:

1. Проведение верификации и валидации расчетного инструмента (программный комплекс SCALE 5.0).

2. Разработка концепции оценки защищенности топливных композиций (критерий «attractiveness»).

3. Разработка расчетной процедуры учета неоднородности выгорания топлива в твэле («пт»-эффект).

4. Определение состава топлива с внутренними свойствами защищенности от несанкционированного распространения.

Научная новизна

Научная новизна определяется тем, что впервые:

234,,

- показана важность учета U при анализе перспективных топливных циклов;

- определена процедура расчета поверхностных эффектов выгорания («rimw-эффект);

- выявлена возможность снижения «rimw-эффекта за счет допинга

237-м

Np в урановом топливе.

Практическая значимость

- проведена верификация и валидация программного комплекса SCALE 5.0 на известных экспериментах и бенчмарках;

- предложен и обоснован критерий для качественной оценки защищенности топливных композиций с точки зрения нераспространения делящихся материалов;

- выявлены особенности использования программного комплекса SCALE 5.0 для моделирования выгорания топлива с повышенным обогащением по" U и поверхностных эффектов выгорания;

- определены количественные характеристики торцевого допинга, значительно увеличивающие защитный баоьер урановых композиций.

На защиту выносятся:

1. Критерий оценки защищенности топливных композиций, основанный на нейтронно-физических характеристиках делящихся материалов, позволяющий сформулировать рекомендации по повышению устойчивости к несанкционированному распространению перспективных топливных композиций.

2. Способ снижения локальной глубины выгорания в периферийной области топливной таблетки реактора с водой под давлением за счет допинга 5% :37Np в уран-оксидном топливе.

3. Обоснование уран-оксидной топливной композиции с допингом 1% 2,2Th и 1% 2,7Np, обеспечивающей повышение свойств внутренней защищенности от несанкционированного распространения для реакторов типа ВВЭР.

Обоснованность и достоверность основных результатов и выводов базируются на использовании общепринятых методик и моделей, на согласованности результатов расчетов с экспериментальными данными и результатами, полученными в расчетах по программам K.ENO, TRITON и ORIGEN-S из программного комплекса SCALE 5.0.

Личный вклад соискателя в представленную работу заключается:

- в непосредственном проведении всех верификационных и валида-ционных расчетов на известных экспериментах и бенчмарках с их последующим анализом для выявления возможности применения к решению поставленных задач;

- в разработке процедуры расчета поверхностных эффектов выгорания и проведение расчетных исследований, направленных на снижение данных эффектов;

- в освоении и тестировании программного комплекса SCALE 5.0 для проведения нейтронно-физических расчетов:

- в участии в разработке критерия оценки защищенности топливных композиций, основанного на нейтронно-физических характеристиках делящихся материалов.

Апробация работы

Основные положения докладывались и обсуждались на следующих конференциях и совещаниях:

- XIV семинар по проблемам физики реакторов «Физические проблемы топливных циклов ядерных реакторов. Волга-2006», Москва, 2006;

- X Международная конференция «Безопасность АЭС и подготовка кадров», Обнинск, 2007;

- Международное совещание по проблемам нераспространения ядерных материалов, Обнинск, 2008, 2009;

- Международная конференция «GLOBAL 2009», Париж, 2009;

- Научная сессия НИЯУ МИФИ-2010, Москва, 2010;

Публикации

Основные результаты диссертации опубликованы в 11 работах в научных журналах и сборниках трудов международных и российских конференций, в том числе в 2-х статьях в реферируемом российском журнале.

Структура и объем диссертации

Диссертация состоит из введения, пяти глав и заключения. Основной текст диссертации изложен на 136 страницах. Диссертация содержит 57 рисунков, 28 таблиц и список литературы из 105 наименований.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обоснована актуальность работы, ее научная и практическая значимость, сформулированы основные положения, выносимые на защиту, обозначен личный вклад автора. Дано краткое содержание работы и ее место в данном направлении исследований.

В Главе 1 «Верификация и валидация расчетного кода SCALE 5.0» приводится описание возможностей программного комплекса SCALE 5.0, сопряженного с многогрупповой (44- и 238-групп) библиотекой ядерных данных ENDF/B-V, изложены принципы организации взаимодействия контрольных и функциональных модулей. Приведены результаты вапидации и верификации программного комплекса на известных классических критических экспериментах (GOD1VA, JEZEBEL) (табл. 1), экспериментах по определению времени жизни мгновенных нейтронов (рис. 1), а также на экспериментах с замещением, целью которых является оценка критической массы делящихся нуклидов, имеющееся количество которых не позволяет изготовить из них полномасштабную критическую сборку.

Таблица 1

Результаты сравнения эффективного коэффициента размножения

GODIVA JEZEBEL

TRIPOLI-4 0,99476 ±0.00010 0.99636 ± 0.00010

MCNP4А 0,99487 ±0,00030 0,99711 ±0,00005

MONK 0,99580 ± 0,00015 0,99680 ± 0,00015

SCALE 5.0 0,99686 ± 0,00024 0,99535 ± 0,00025

Эксперимент 1,000 ±0,001 1.000 ±0,002

-X— Эксперимент о......SCALE 5.0

Обогащение, % и

Рис. 1. Время жизни мгновенных нейтронов в зависимости от обогащения урана для критических сфер из урана без отражателя

Проведен анализ бенчмарков, предложенных OECD/NEA, с уран-оксидным и МОХ-топливом (рис. 2) и нацеленных на анализ концентраций ключевых изотопов при выгорании уран-оксидного топлива и анализ критичности МОХ-топлива в ректоре с водой под давлением. Выявлено, что TRITON дает наилучшее согласие по 238Ри и 235U. Для других идентифицированных проблемных нуклидов (149Sm и 237Np) отклонение от экспериментального значения не лучше, чем в среднем по бенчмарку.

25 15 5 -5 -15 -25 -35 -45 -55

44,34 ГВтсут/тТМ

Л

гт

сРД

щл

ПСреднее по бенчмарку □ SCALE 5.0

а)

<г1люоооо<ло*-(с^г-чтип pnmmmroro^j'Tf'^mroro (S (N N IN N <N ("vi (N fM ГЧ *H

SEE

on OO 00

Нуклид

1,25

1,05

1 год выдержки

-SCALE 5.0

.......Среднее значение

б)

10 20 30 40 50 Выгорание, ГВт-сут/тТМ

60

Рис. 2. а) сравнение отклонений рассчитанных по SCALE и среднего по бенчмарку от экспериментального значения для уран-оксидного топлива; б) сравнение коэффициента размножения нейтронов в бесконечной среде на разных стадиях выгорания МОХ-топлива

В Главе 2 «Исследование особенностей поведения перспективных топливных композиций при глубоких выгораниях» проанализированы особенности возникновения поверхностных эффектов выгорания в твэлах легководяных реакторов, проведена валидация программного комплекса SCALE на результатах электронно-зондового рентгеноспек-трального микроанализа, полученных в НИИАР (г. Димитровград), по радиальному распределению Ри и Nd в твэле ВВЭР-440 (рис. 3).

3,0

2,5

3 2,0 О. к С

а1-5

к п

g 1,0 о о га

0,5-

0,0

1,61,4-

^ «л-

■D

Z 1,0-к

О 0.8Н а

g 0,6-о

U

-SCALE 5.0 Эксперимент

0,0

0,2

0,4 0,6

Радиус, отн.ед.

0,8

1,0

-SCALE 5.0 Эксперимент

0,20,0-

0,0

0,8

0,2 0,4 0,6

Радиус, отн.ед.

Рис. 3. Результаты расчета распределения Ри и N(1 по радиусу топливной таблетки

Приводится описание разработанной расчетной процедуры для учета неоднородности выгорания топлива в твэле, и с ее помощью проводится анализ топливных композиций на основе урана с различным обогащением смешанного уран-плутониевого топлива. По результатам проведенных расчетов было выявлено, что увеличение начального обогащения уран-оксидного топлива заметно снижает локальную глубину выгорания в «пт»-слое с 78,81 МВт сут/кг при обогащении 4,26%, до 61,19 МВт сут/кг при обогащении 20%.

Суть представленной методологии заключается в подготовке данных для материалов, пространственной модели, истории облучения. Для учета поверхностных эффектов выгорания необходимо произвести разбиение топливной области элементарной ячейки на несколько радиапь-но распределенных одинаковых по площади кольцевых зон, что позволяет при окончании расчета получать нормированное значение локального энерговыделения для каждой кольцевой зоны. Детализация разбиения топливной области элементарной ячейки зависит от поставленной задачи. Для оценки эффектов в краевой области таблетки нет необходимости проводить детальное разбиение (10 и более зон), а можно ограничиться тремя зонами с явным выделением краевой области с размерами 100-200 мкм. Это позволяет не только упростить процесс задания геометрии расчетной модели, но и уменьшить трудоемкость вычислений, а, следовательно, и время расчета.

Для снижения неоднородности выгорания топлива была предложена концепция уран-оксидного топлива с допингом нептуния. В результате расчетных исследований было установлено, что, начиная с 5%-ого допинга 237Ыр, значительно снижается энерговыделение на периферии топливной таблетки (рис. 4). Поскольку допинг нептуния оказывает влияние на характеристики безопасности, была проведена оптимизация водо-уранового отношения с точки зрения эффектов реактивности, начальной реактивности и глубины выгорания. На основании проведенных расчетов было выбрано отношение шага решетки к диаметру топливной таблетки, равное 1,6 для допинга 5% 23^р.

и

0,10 0,15 0,20 0,25 0,30 0,35 0,40 Радиус топливной таблетки, см

Радиус топливной таблетки, см

Рис. 4. Сравнение профилей полного энерговыделения по топливной таблетке а) без допинга нептуния; б) с допингом 5% 237"Ыр, на начало (ВОС) и конец (ЕОС) цикла

Глава 3 «Методология оценки защищенности топливных композиций» посвящена разработке «привлекательности» - критерия защищенности топливных композиций. Формулировка этого критерия отражает потенциальную мощность гипотетического взрывного устройства и технические трудности, возникающие при его создании. Потенциальная мощность определяется величиной а-Росси:

к-1

а =-,

Р1Т

где к-1 - это надкритичность, а РЬТ - время жизни мгновенных нейтронов. Технологические трудности могут быть представлены так называемыми защитными барьерами, среди которых масса (М), тепловыделение (0[[), источник нейтронов спонтанного деления (N5) и мощность дозы излучения (ОИ). Первые три характеристики являются основными факторами, влияющими на эффективность взрывного устройства. Последний параметр включает в себя, главным образом, биологические эффекты вследствие гамма-излучения. Наиболее общее определение «привлекательности» выглядит следующим образом:

[а(М,р/р0)Г

A TTR = -

V

М1' х DH4 х NS' х DR' х

1Ро

где р, £/, г, s, I и п являются положительными числами, зависящими от предполагаемой модели, р/ро - фактор сжатия (отношение плотности материала на определенном уровне надкритичности к его нормальной величине).

Рассматриваются особенности применения разрабатываемой методологии к анализу защищенности топливных композиций. На рис. 5 приведена зависимость величины а-Росси некоторых определенных количеств ядерных материалов от фактора сжатия.

Видно, что для 8 кг 2j3U и Ь9Ри эти зависимости практически идентичны, что является веским аргументом в обоснование такой характеристики, как значимое количество (significant quantity) на основе а-Росси (согласно документам МАГАТЭ, U и " Ри имеют одинаковое значимое количество, равное 8 кг).

Изогон 238Ри (период полураспада 87 лет) распадается в 234U, способность к делению которого до сих пор не вызывала интереса. Однако расчеты, проведенные в данной работе, показывают, что его критическая масса без отражателя намного меньше, чем у урана с обогащением 20% и примерно равна 103 кг. Вовлечение плутония в электрогенерацию приведет к значительному накоплению минорных актинидов, а их трансмутация в ядерных реакторах будет давать вклад в накопление 234U по следующим цепочкам 242Сш 238Pu 234U; 237Np + n -> 238Pu -> 2"U. Таким образом, логика развития ядерной энергетики неизбежно приведет к необходимости обращения с 234U, и должны быть учтены вопросы его защиты от распространения.

р'р„

Рис. 5. Значение а-Росси в зависимости от сжатия для выбранных композиций и материалов (р0-теоретическая плотность при нормальных условиях)

В Главе 4 «23JU — подход к планированию эксперимента по определению критической массы» проводится оценка минимальной массы 234U (пользуясь сравнением эксперимента с замещением для 237Np), необходимой для постановки эксперимента по оценке его критической массы. Расчеты выполнены с привлечением анализа чувствительности для сравнения по интегральным индексам критической сферы из B4U и набора расчетных моделей сферы ~34U с различной толщиной отражателя. Программный комплекс SCALE позволяет решать данные задачи на основе линейной теории возмущений первого порядка при помощи контрольного модуля TSUNAMI-3D, блок-схема которого изображена на рис. 6.

Рис. 6. Порядок следования данных по функциональному модулю TSUNAMI-3D

Функциональный модуль SAMS предназначен для оценки коэффициентов чувствительности и погрешности данных для каждого нуклида (/), реакции (/), геометрической подзоны (к) в групповом представлении (g) согласно уравнению

^кх, „ = ^кх, , (^tXj „ '

в котором правая часть уравнения представляет собой сумму явного (explicit) и неявного (implicit) коэффициентов чувствительности, определяемых выражениями:

5 -g>.«<r> дк S - ^

«■«<'» к ег/ к(г)' а», '

где ¿-эффективный коэффициент размножения нейтронов;

- макроскопическое сечение 7-ой реакции изотопа i для энергетической группы g;

со - параметр изменения (плотность, геометрия и другие параметры, оказывающие влияние на макроскопическое сечение) для анализа неявного коэффициента чувствительности.

Коэффициенты чувствительности, получаемые с помощью TSU-NAMI-3D, используются для получения интегральных индексов, среди которых:

£ = £,+£+£,

sum / с v '

где S - параметр, определенный согласно вышеприведенным формулам; /, с и s - коэффициенты чувствительности для реакции деления, захвата и рассеяния, соответственно; а и е - материалы; М- нормировочный множитель

(no , N <;

X V ' = • * = 1 ' = 1 « = 1 )

По интегральным индексам можно производить сравнение между моделями и, если интегральные индексы превышают значение 0,8, то принято говорить о схожести рассматриваемых моделей. Получение

интегральных индексов и их сравнение производится с помощью функционального модуля TSUNAMI-IP.

На рис. 7а представлена зависимость критической массы 234U от толщины отражателя. Для определения минимальной массы 234U с обкладкой, которая хорошо согласуется со сферой из 234U без отражателя, проведено вычисление интегральных индексов (рис. 76). Как видно из рисунков, минимальная масса 234U с интегральными индексами более 0,8 составляет ~30 кг.

IOU

140 120

100 £ 80 60 40 20 0

0 1 2 3 4 5 6

Толщина обкладки, см

б)

и.и-1-1-,-1-1-.-1——.-1-.-1-1-1-

0 12 5 4 5 6

Толщина обкладки, см Рис. 7. а) зависимость массы :34U в критической сборке от толщины обкладки, б) зависимость интегрального индекса Esum от толщины обкладки

Глава 5 «Формирование топливного цикла с повышенной защищенностью на основе неразделенной уран плутониевой фракцией и ториевого допинга» посвящена концептуальному исследованию рециркуляции неразделенной смеси и-Ри с детальным рассмотрением характеристик защищенности топлива на основе регенерированного урана. Основной упор делается на изучение свойств урановой смеси без высшего изотопа 238и для отражения ситуации, когда для получения материала гипотетического взрывного устройства возможно использование регенерированного урана. Наиболее общий вид схемы рецирку-лирования неразделенной уран-плутониевой смеси в реакторе ВВЭР-1000 заключается в следующем: загрузка полностью формируется из обогащенного природного урана или из регенерированного уран-плутониевого топлива после облучения в реакторе. После того, как топливо будет выгружено и помещено в охлаждающий бассейн на 5 лет, на заводе по переработке из него выделяются продукты деления и минорные актиниды (с последующей отправкой в хранилище). Отделенная уран-плутониевая фракция дообогащается за счет урана подпитки до референтной величины обогащения и загружается в активную зону реактора. Данная концепция может быть модифицирована в некоторых моментах, но наиболее важным из них является дообогащение ядерного материала после стадии переработки. Для того, чтобы соответствовать критериям МАГАТЭ, обогащение питательного урана не должно превышать 20%. Проведенные расчетные исследования показывают, что обогащение урана подпитки по 23зи снижается с -17% при первом рецикле до 16% на 5 рецикле, для дообогащения отделенной уран-плутониевой фракции до 4,26% по делящимся изотопам и и Ри.

В табл. 2 представлен изотопный состав урана и плутония. Урановый изотопный вектор не включает в себя 238и. Ожидается, что 2,(>и будет выделяться вместе с 235и, таким образом препятствуя созданию ядерного взрывного устройства. Как показывает табл. 2, доля 23611 достигает 70%.

Таблица 2

Изотопный состав (%) отработанного топлива

Изотоп № цикла

1 2 3 4 5

232и 8,6-10"6 9,7-10"6 1,02-105 1,06-10"5 1,08 10 5

:ззи 2,14-10"5 1,76-105 1,62-10"5 1,57-10"5 1,55-105

234и 1,52 0,59 0,36 0,29 0,27

-35и 41,48 35,88 33,27 30,06 28,65

23би 57 63,53 66,37 69.65 71,08

238Ри 2,22 3,55 4,23 4,68 4,99

239Ри 53,46 46,56 44,63 43,11 42,53

240Ри 26,34 25,58 24,26 23,97 23,57

241 Ри 9.65 9,87 9,72 9,43 9,32

242Ри 8,33 14,43 17,16 18,81 19,59

Результаты расчетов по определению характеристик безопасности (коэффициенты реактивности) уран-плутониевой неразделенной смеси с допингом тория (для защиты урановой фракции) и нептуния (для денатурирования плутония и снижения «пт»-эффекта) для 3 рециклов в реакторе ВВЭР-1000 приведены в табл. 3. Видно, что допинг 232ТЬ и " Ыр не оказывает существенного влияния на коэффициенты реактивности как в начале (ВОС), так и в конце (ЕОС) циклов.

Таблица 3

Коэффициенты реактивности для 3 циклов, допинг 1% "^ТИ и ~37К'р

1ыи цикл 2ой цикл 3"и цикл

ВОС ЕОС ВОС ЕОС ВОС ЕОС

ЭС, ррт -1,69 -1,57 -2,07 -1,68 -2,18 -1,74

МТС, ррт -31,44 -29,32 -30,86 -27,23 -32,05 -29,81

УС, ррт -169,27 -112,96 -126,55 -100.84 -114,39 -75,29

- МТС - коэффициент реактивности по температуре замедлителя;

- ЭС - коэффициент реактивности по температуре топлива;

- УС - пустотный коэффициент реактивности.

На рис. 8 показано поведение критической массы для смеси 234U+23SU+236U, в сравнении с критической массой сферической сборки из 20% обогащенного металлического урана, который не рассматривается в качестве ядерного материала для непосредственного использования в производстве оружия. Видно, и в конце и в начале топливного цикла критическая масса 234U+235U+236U значительно меньше критерия МАГАТЭ.

800 780 760 740 u 720 * 700 со о о

! 250 к

2 200 о о

s 150 к

S

100 50

1 2 3 4 5 6

Цикл, №

Рис. 8. Критическая масса 234U+23SU+:36lí для шести рециклов

Радиационный барьер, создаваемый высокоэнергетическим гамма-излучением от продуктов распада 232U, часто приводится в пользу защищенности U-Th топливных циклов. Однако до сих пор не ясно, какая доля 232U необходима для решения проблемы нераспространения. В настоящей работе исследования проводятся с помощью методологии «привлекательности», подробно описанной в Главе 3. В урановых композициях внутренние источники нейтронов являются незначительными, таким образом, DR в уравнении «привлекательности» представляет собой лишь мощность дозы от гамма-излучения. Отсутствие нейтронного источника также определяет тип взрывного устройства как «gun-type» системы. С учетом этого, а-Росси можно оценить путем удвоения радиуса металлической сферы из рассматриваемого материала. Для уменьшения привлекательности регенерированного урана в качестве

2JSU (20%) + 23,U (80%)

• вое

а ЕОС

исходной точки была выбрана добавка 1% тория в начале цикла. Рис. 9 показывает, что в данном случае достигается уменьшение привлекательности по абсолютной величине на 3 порядка по прошествии 10 лет с момента выгрузки топлива.

100

а

а *

2 0,1 »- и

о са

Н «

н ™ « 5

о

0

а.

1

а

1Е-5

ЧИСТЫМ и

иО (4,26%) после 5 лет охлаждения

1Ю, (4,26%) + 1 % "ТЬ после 5 лет охлаждения

14), (10%) + 1% ТЬ + 1% \р после 5 лет охлаждения

Время, год

Рис. 9. Привлекательность некоторых выбранных композиций

Согласно имеющимся источникам, 5000 рад накопленной дозы необратимо поражает центральную нервную систему, что делает невозможным собрать взрывное устройство потенциальному террористу. Оценка данного временного интервала в зависимости от времени охлаждения топлива приведена в табл. 4.

Таблица 4

Время, необходимое для накопления дозы 5000 рад в зависимости от времени охлаждения топлива

Время (год) U02 4,26% ио210% + 1% "3:Th +1% -37Ыр - 235т I чистыи и 237Np

год день год год

0 4043,4 9376,2 14669,8 496,3

1 144,6 112,2 12067,0 14,6

2 86,3 66,0 12067,0 14,6

3 67,7 51,5 12067,0 14,6

4 59,1 44,9 12067,0 14,6

5 54,5 41,3 12067,0 (4,6

10 48,9 37,0 12064,2 14,6

15 50,0 37,8 12064,2 14,6

20 52,2 39,5 12056,0 14,6

25 54,7 41,5 12053,3 14,6

30 57,3 43,5 12047,9 14,6

Видно, что по прошествии пяти лет с момента выгрузки топлива для достижения референтной дозы требуется порядка полутора месяцев. Данную характеристику не следует буквально переносить на процесс изготовления взрывного устройства, но она количественно хорошо дает представление о дозовых нагрузках на группу людей, поставивших целью изготовление взрывного устройства.

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ И ВЫВОДЫ

1. Проведенные верификационные и валидационные расчеты при помощи программного комплекса SCALE 5.0 на задачах:

• по определению основных нейтронно-физических характеристик (эффективный коэффициент размножения, время жизни мгновенных нейтронов);

• анализа концентраций ключевых изотопов при выгорании уран-оксидного топлива;

• моделирования неравномерности выгорания по топливной таблетке,

показали высокую степень согласия с результатами бенчмарков и экспериментов.

2. Разработанная концепция оценки защищенности топливных композиций (критерий «attractiveness») позволяет проводить анализ защищенности от несанкционированного распространения основных ядерных материалов. Проведенная проверка применимости данной концепции для категоризации основных делящихся материалов выявила, что она хорошо согласуется с введенной МАГАТЭ характеристикой значимого количества.

3. Для анализа локальных эффектов выгорания («пш»-эффект) в твэ-лах легководяных реакторов предложена процедура проведения расчетов с помощью программного комплекса SCALE 5.0. С ее использованием проведено исследование влияния допинга Np на снижение локальной глубины выгорания в периферийной области топливной таблетки из ок-

237

сида урана и установлено, что допинг 5% Np снижает энерговыделение в краевой области топливной таблетки с 3,06 до 2,41 МВт/тТМ.

4. Определен состав топлива, обеспечивающий повышенную защищенность урана и плутония (на конец цикла). В первом случае это достигается путем допинга ""Th, который обеспечивает гамма-радиационный барьер за счет накопления продуктов распада от нарабатываемого "2U. Защита плутония обеспечивается повышенным содержанием в нем 2>и, обусловленного допингом 2nNp, который также влияет на снижение «пт»-эффекта.

Основные результаты диссертации опубликованы в следующих работах:

1. Filinionov, S.N. in-pellet heterogeneous effects on plutonium denaturing / S.N. Filinionov, V.V. Artisyuk, Yu.A. Korovin // Безопасность АЭС и подготовка кадров: тез.докл. X Международной конференции, Обнинск, 1 1 2007 г. - Обнинск: ИАТЭ, 2007. - ч. I. - С. 93.

2. Egorov, <*..v 2M\j _ accumulation as a challenge for fuel cycle orote<--tion / A.V. Egorov, S

.in. i ,чч/ \/.w. a .*:. ..к rv l»c опасность АЗС и

подготовка кадров: тез.докл. X Международной конференции, Обнинск, 1-4 октября 2007 г. - Обнинск: ИАТЭ, 2007. -ч.1. - С. 105-107.

3. Boltunov, A.N. Assessment of a thorium-uranium fuel for pressurized water reactors / A.N. Boltunov, S.N. Filinionov. V.V. Artisyuk // Безопасность АЭС и подготовка кадров: тез.докл. X Международной конференции. Обнинск, 1-4 октября 2007 г. - Обнинск: ИАТЭ. 2007. - ч.1. -С. 167-168.

4. Hraponov, D.V. The photon transport modeling with the help of program complex «SCALE» / D.V. Hraponov, S.N. Filimonov, V.V. Artisyuk //

Безопасность АЭС и подготовка кадров: тез.докл. X Международной конференции, Обнинск, 1-4 октября 2007 г. - Обнинск: ИАТЭ, 2007. -ч.1.-С. 171-172.

5. Егоров, А.В. Верификация программного комплекса SCALE: Вопросы ядерной безопасности / А.В. Егоров, С.Н. Филимонов, В.В. Ар-тисюк, А.Н. Шмелев // Известия вузов. Ядерная энергетика. - 2008. -№2.-С. 47-57.

6. Filimonov, S.N. Specifics of uranium recycling in LWR / S.N. Filimo-nov, V.V. Artisyuk // Международное совещание по проблемам нераспространения ядерных материалов: тез.докл., Обнинск, 29 сентября - 3 октября 2008 г. - Обнинск: НОУ «ЦИПК», 2008. - С. 28-30.

7. Filimonov, S. Proliferation Resistant Fuel Cycles Based on Reprocessed Uranium-Plutonium Mix / S. Filimonov, V. Artisyuk, A. Shmelev, G. Kessler // Proceedings of Global 2009. - 2009. Paris, France, Sept. 6-11,-Paper 9417.

8. Филимонов, С.Н. Совместный уран-плутониевый рецикл для повышения защищенности топливного цикла / С.Н. Филимонов, В.В. Ар-тисюк // Международное совещание по проблемам нераспространения ядерных материалов: тез.докл., Обнинск, 29 сентября - 2 октября 2009 г. - Обнинск: НОУ «ЦИПК», 2009. - С. 38-39.

9. Артисюк, В.В. Исследования поверхностных эффектов выгорания ядерного топлива в ВВЭР / В.В. Артисюк, С.Н. Филимонов, М.Ю. Терновых // Научная сессия МИФИ - 2010, 25-31 января, 2010. - М. : НИЯУ МИФИ, 2010. - Аннотации докладов. - Том 1. - С. 38.

10. Артисюк, В.В. Оценка защищенности от несанкционированного распространения перспективных топливных композиций на основе анализа их ядерно-физических характеристик / В.В. Артисюк, С.Н. Филимонов // Научная сессия МИФИ - 2010, 25-31 января, 2010. - М.:.НИЯУ МИФИ, 2010. - Аннотации докладов. - Том 1. - С. 233. .

11. Филимонов, С.Н. Особенности, моделирования выгорания топлива с помощью программного комплекса SCALE 5 / С.Н. Филимонов, В.В. Артисюк, А.Ю. Станковский // Известия вузов. Ядерная энергетика.-2010.-№1. - С. 173-182.

Компьютерная верстка С.Н. Филимонов

ЛР № 020713 от 27.04.1998

Подписано к печати 26. ¿)ьлО> Формат бумаги 60x84/16

Печать ризограф. Бумага МВ Печ. л. 1,5

Заказ № Ь Ц Ъ Тираж 105 экз. Цена договорная

Отдел множительной техники ИАТЭ 249035, г. Обнинск, Студгородок, 1

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1. ВЕРИФИКАЦИЯ? И< ВАЛИДАЦИЯ РАСЧЕТНОГО КОДА SCALE 5:0.

1.1. Характеристика расчетного комплекса SCALE 5.0:.

1.2. Валидация на классических критических экспериментах.

1.2.1. Расчет на критику (GODIVA, JEZEBEL, Dirty JEZEBEL).

1.2.2. Расчет времени жизни мгновенных нейтронов.

1.3. Валидация на экспериментах с замещением.

1.3.1. Расчет критической массы нептуния (эксперимент с замещением).

1.4. Верификация и валидация на бенчмарках по выгоранию.

1.4.1. Контрольный модуль TRITON. Анализ иОг-бенчмарка.

1.4.2. Контрольный модуль STARBUCS. Анализ МОХ бенчмарка.

1.5. выводы к главе 1.

ГЛАВА 2. ИССЛЕДОВАНИЕ ОСОБЕННОСТЕЙ ПОВЕДЕНИЯ ПЕРСПЕКТИВНЫХ ТОПЛИВНЫХ КОМПОЗИЦИЙ ПРИ ГЛУБОКИХ ВЫГОРАНИЯХ.

2.1. Методология проведения расчетов поверхностных эффектов выгорания.

2.1.1. Подготовка пространственной модели.

2.1.2. Подготовка блокированных констант в rim-слое.

2.1.3. Задание истории облучения топлива.

2.1.4. Подготовка входного файла.

2.1.5. Валидация на экспериментах по радиальному распределению Ри и Nd.

2.2. Моделирование поверхностных эффектов выгорания UOX- и МОХ-топлив.

2.2.1. UO2, обогащение 4,26%.

2.2.2. UO2, обогащение 10%.

2.2.3. UO2, обогащение 20%.

2.2.4. МОХ топливо.

2.2.5. Сравнение моделей.

2.3. Эффект нептуниевого допинга.

2.3.1. Денатурация плутония.

2.3.2. Снижение rirn-эффекта.

2.4. Выводы к Главе 2.

ГЛАВА 3. МЕТОДОЛОГИЯ ОЦЕНКИ ЗАЩИЩЕННОСТИ ТОПЛИВНЫХ КОМПОЗИЦИЙ 1.

3.1. Определение "привлекательности" - критерия защищенности топливных композиций.

3.2. Применение критерия "привлекательность" к анализу защищенности топливных композиций.

3.2.1. Эффект массы.

3.2.2. Эффекты тепловыделения и нейтронного источника.

3.3. Выводы к Главе 3.».

ГЛАВА 4. 234U - ПОДХОД К ПЛАНИРОВАНИЮ ЭКСПЕРИМЕНТА ПО ОПРЕДЕЛЕНИЮ КРИТИЧЕСКОЙ МАССЫ.

4.1. Анализ чувствительности в программном комплексе SCALE 5.

4.2. Определение минимальной массы 234и для эксперимента с замещением.

4.3. Выводы к Главе 4.

ГЛАВА 5. ФОРМИРОВАНИЕ ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА С ПОВЫШЕННОЙ ЗАЩИЩЕННОСТЬЮ НА ОСНОВЕ НЕРАЗДЕЛЕННОЙ УРАН ПЛУТОНИЕВОЙ ФРАКЦИЕЙ И ТОРИЕВОГО ДОПИНГА.

5.1. Моделирование совместного рецикла U и Ри.

5.2. Анализ защищенности.

5.3. Эффект ториевого допинга.

5.4. Эффект нептуниевого допинга.

5.5. Выводы к Главе 5.

Научный и. технологический потенциал, а также значительный опыт, накопленный в области технологии ядерного деления, выдвинул ядерные реакторы в ряд конкурентоспособных- источников энергии и позволяет рассматривать их в качестве таковых в долгосрочной перспективе. В настоящий момент это сублимировано в понятии ядерный ренессанс, которое отражает планы строительства АЭС в развитых странах и интерес к развитию ядерной энергетики в других странах, заявляющих о стремлении развивать ядерную энергетику, что документировано в последних обзорах МАГАТЭ и Организации экономического сотрудничества и развития (ОЕСБ/ЫЕА) [1,2]. При масштабном развитии ядерной энергетики особенно остро встанет проблема с топливообеспечением и обращением с долгоживущими радиоактивными отходами, которая уже сейчас является аргументом противников ядерной энергетики и будет являться основным сдерживающим ее развитие фактором. В этой связи развитие топливных циклов с расширенным воспроизводством искусственного ядерного топлива и трансмутацией отходов становится важнейшим направлением совершенствования мировой ядерной энергетики [3].

В РФ принята федеральная целевая программа «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015 годов и на перспективу до 2020 года» [4] в которой, выделяются основные проблемы атомной энергетики Российской Федерации:

• высокое и постоянно нарастающее количество отработавшего ядерного топлива и радиоактивных отходов;

• неэффективное использование запасов природного урана;

• возможное снижение научного потенциала атомной энергетики Российской Федерации;

• уменьшение конкурентоспособности продукции атомной энергетики на мировом рынке.

Концентрация усилий на создании ядерных энерготехнологий нового поколения на базе реакторов на быстрых нейтронах с замкнутым ядерным топливным циклом обеспечит решение указанных проблем.

Следует отметить, что, понятие отходов зависит от выбранной' концепции развиваемого топливного цикла. Хрестоматийный пример — отказ в 70 годы в США от замыкания топливного цикла, что привело к принятию концепции подземного захоронения отработанного топлива, все элементы которого автоматически попадали под понятие отходов (включая выгоревший уран и плутоний). В Европе же и Японии была выбрана концепция рецикла плутония в существующих легководяных реакторах и это является реальностью сегодняшнего дня. При все более возрастающем вовлечении плутония в энергопроизводство, рецикл трансплутониевых минорных актинидов кажется неизбежным следующим шагом в развитии ядерной энергетики. Объемные материалы традиционных конференций GLOBAL отражают различные направления поиска оптимальных условий их рецикла [5 - 12].

Из многообразия рассматриваемых концепций в части рецикла тяжелых металлов можно выделить два направления, гомогенный и гетерогенный рецикл, связанные соответственно с рециклом урана, рециклом плутония, и минорных актинидов [13, 14].

Под гетерогенным рециклированием понимается исключение проблемных нуклидов (например плутония и минорных актинидов) из основного энергопроизводящего топливного цикла, т.е. облучение их либо в отдельных сборках, загружаемых в энергетический реактор, либо организация их облучения в специально разработанных для этой цели установках (критические или под критические ядерные реакторы). Иными словами, гетерогенный рецикл ориентирован на трансмутацию отходов отдельно от топлива. Одновременно с этим, гетерогенный рецикл предохраняет основной топливный цикл от присутствия высокотоксичных материалов. Например, при гомогенном рециклировании присутствие америция? и кюрия на несколько, порядков увеличивает выход нейтронов» спонтанного деления- и гамма излучения; что может существенно сказаться на- удорожании, топливного цикла, особенно на стадии переработки топлива [15:, 16]: Среди'минорных актинидов только присутствие 237Np не оказывает заметного влияния на основной топливный цикл.

Однако в последнее десятилетие возросло число научных публикаций; в которых рассматриваются различные концепции переработки топлива без выделения плутония, чтобы снизить риск его хищения с целью изготовления ядерного взрывного устройства [17, 18, 19, 20]. Кроме того выход нейтронов спонтанного деления и гамма-излучение могут рассматриваться в качестве положительного фактора, способствующего повышению внутренне присущего радиационного барьера против несанкционированного распространения. Таким образом, гомогенный рецикл трансплутониевых элементов (америций и кюрий) очевидным образом снижает риск распространения. Облучение трансплутониевых элементов в спектре теплового реактора приводит к увеличению накопления четных изотопов плутония (так называемое денатурирование плутония) [21, 22].

Особо следует отметить повышение доли Ри. Распадное

23 8 тепловыделение Ри (Т]/2—87 лет, а-распад) очень велико - 560 Вт/кг. В документах МАГАТЭ отмечается, что плутоний с содержанием Ри более 80% не нуждается в каких-либо специальных ограничениях с точки зрения контроля за нераспространением [23].

Денатурирование плутония для защиты топливного цикла было предметом исследования еще в 70-е годы [24, 25, 26]. Были идентифицированы два механизма на основе температурного эффекта. Один из них это фазовый переход со значительным снижением плотности плутония от 19,5 до 15,8 г/см3 при повышении температуры выше 115 °С. Второй связан с расплавлением химического взрывчатого вещества (обжимающего ядерный заряд). По оценкам этих работ расплавление происходит при температуре около 700 °С, которая легко достигается, если содержание Ри в плутониевом векторе превышает 5%. Конечно, денатурирование плутония не исключает полностью возможность изготовления ядерного оружия, но делает этот процесс значительно более трудным [21, 22].

В последнее время предполагаемое распространение ядерной энергетики в третьи страны выявило новые тенденции в развитии топливного цикла. Приоритетом является создание реакторов с долгоживущей активной зоной. Для достижения этой цели необходимым является увеличение глубины выгорания топлива, что, в свою очередь, снижает объемы переработки топлива в расчете на единицу произведенной энергии и, в некоторой степени, может скомпенсировать увеличение стоимости переработки при создании радиационного барьера. В реакторах с тепловым и эпитепловым спектрами, минорные актиниды могут способствовать созданию изотопного радиационного барьера для плутония и радиационного барьера для самих себя (увеличение нейтронной и гамма дозы от трансплутониев).

Способность минорных актинидов влиять на увеличение глубины выгорания, наряду с созданием барьеров против распространения ядерных материалов, может поменять взгляды на их приоритетную трансмутацию и их деление в быстром спектре может оказаться не очень привлекательным. Может быть даже поставлен вопрос об интенсификации их накопления с последующим использованием в долгоживущих активных зонах [27].

В связи с вышесказанным, исследование гомогенного рецикла в тепловых реакторах с точки зрения повышения барьеров нераспространения представляет собой актуальную проблему, поиску решения которой и посвящена данная диссертация. Основным инструментом исследования является компьютерный комплекс SCALE 5.0, предназначенный для нейтронно-физических расчетов [28]. Лицензионный программный комплекс SCALE 5 был поставлен в ИАТЭ для учебных целей в соответствии с соглашением между ИАТЭ и RSICC (Radiation Safety Information Computational Center, Национальная лаборатория «Оук Ридж», США). Цель и задачи исследования

Целью данной работы является концептуальная проработка1 вопросов защищенности топлива для водо-водяных реакторов на основе неразделенной уран-плутониевой фракции с допингом тория.

Для достижения поставленной цели были определены следующие задачи:

1. Проведение верификации и валидации расчетного инструмента (программный комплекс SCALE 5.0).

2. Разработка концепции оценки защищенности топливных композиций (критерий «attractiveness»).

3. Разработка расчетной процедуры учета неоднородности выгорания топлива в твэле («пт»-эффект).

4. Определение состава топлива с внутренними свойствами защищенности от несанкционированного распространения.

Научная новизна

- показана важность учета 234U при анализе перспективных топливных циклов;

- определена процедура расчета поверхностных эффектов выгорания («ит»-эффект);

- выявлена возможность снижения «пт»-эффекта за счет допинга 237Np в урановом топливе.

На защиту выносятся:

1. Критерий оценки защищенности топливных композиций, основанный на нейтронно-физических характеристиках делящихся материалов, позволяющий сформулировать рекомендации по повышению устойчивости к несанкционированному распространению перспективных топливных композиций.

2. Способ снижения локальной глубины выгорания в периферийной области топливной таблетки реактора с водой под давлением, за счет допинга 5% Np в уран-оксидном топливе.

3. Обоснование уран-оксидной топливной композиции с допингом 1%

Th и 1% Np, обеспечивающей повышение свойств внутренней защищенности от несанкционированного распространения для реакторов типа ВВЭР. Практическая значимость диссертационной работы заключается в том, что:

- проведена верификация и валидация программного комплекса SCALE 5.0 на известных экспериментах и бенчмарках;

- предложен и обоснован критерий для качественной оценки защищенности топливных композиций с точки зрения нераспространения делящихся материалов;

- выявлены особенности использования программного комплекса SCALE 5.0 для моделирования: выгорания топлива с повышенным

23« обогащением по U, поверхностных эффектов выгорания;

- определены количественные характеристики ториевого допинга, значительно увеличивающие защитный барьер урановых композиций.

Обоснованность и достоверность основных результатов и выводов базируются на использовании общепринятых методик и моделей, на согласованности результатов расчетов с экспериментальными данными и результатами, полученными в расчетах по программам KENO, TRITON и ORIGEN-S из программного комплекса SCALE 5.0.

Апробация работы

Результаты работы докладывались на нижеперечисленных международных, всероссийских и отраслевых конференциях и семинарах.

XIV семинар по проблемам физики реакторов «Физические проблемы топливных циклов ядерных реакторов. Волга-2006», Москва, 2006 г.

IV Курчатовская молодежная научная школа, Москва, 2006 г.

X Международная научная конференция студентов и молодых специалистов «Полярное сияние 2007», Санкт-Петербург, 2007 г.

X Международная конференция «Безопасность АЭС и подготовка кадров», Обнинск, 2007 г.

Международное-совещание по проблемам нераспространения ядерных материалов, Обнинск, 2008, 2009 гг.

Международная конференция «GLOBAL 2009», Париж, 2009г.

Научная сессия НИЯУ МИФИ-2010, Москва, 2010г.

Опубликованность результатов диссертации

По материалам диссертации опубликовано 9 работ, в том числе в 2 статьях в реферируемом российском журнале, в 1 докладе, опубликованном в материалах международной конференции GLOBAL'2009, в 6 тезисах докладов на российских и международных конференциях, семинарах и совещаниях.

Структура и объем диссертации

Диссертационная работа состоит из введения, пяти глав и заключения. Основной текст диссертации изложен на 133 страницах. Диссертация содержит 57 рисунков, 28 таблиц и список литературы из 91 наименования.

5.5. Выводы к Главе 5

Приведена общая схема рециркуляции неразделенной уран-плутониевой фракции в тепловых реакторах. Проведены расчеты по определению количества возможных рециклов без превышения норм, установленных МАГАТЭ на обогащение питательного урана (не более 20%), а также расчеты характеристик безопасности для всех рециклов, как в начале, так и в конце циклов.

Определен состав топлива, обеспечивающий повышенную защищенность урана и плутония (на конец цикла). В первом случае, это достигается путем допинга 232Th, который обеспечивает гамма-радиационный барьер за счет накопления продуктов распада от нарабатываемого U. Защита плутония обеспечивается повышенным

238 237 содержанием в нем Ри, обусловленного допингом Np, который также влияет на снижение "rim''-эффекта.

Из результатов расчетов по определению характеристик безопасности (коэффициенты реактивности) уран-плутониевой неразделенной смеси с допингом тория (для защиты урановой фракции) и нептуния (для денатурирования плутония и снижения "rim''-эффекта) для 3 рециклов в реакторе ВВЭР-Ю00, можно видеть, что допинг Th и Np не оказывает существенного влияния на коэффициенты реактивности, как в начале, так и в конце циклов.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Перечислим основные результаты, полученные в диссертации.

1. Проведенные верификационные и валидационные расчеты при помощи программного комплекса SCALE 5.0 на задачах:

- по определению основных нейтронно-физических характеристик (эффективный коэффициент размножения, время жизни мгновенных нейтронов);

- анализа концентраций ключевых изотопов при выгорании уран-оксидного топлива;

- моделирования неравномерности выгорания по топливной таблетке, показали высокую степень согласия с результатами бенчмарков и экспериментов.

2. Разработанная концепция оценки защищенности топливных композиций (критерий «attractiveness») позволяет проводить анализ защищенности от несанкционированного распространения основных ядерных материалов. Проведенная проверка применимости данной концепции для категоризации основных делящихся материалов выявила, что она хорошо согласуется с введенной МАГАТЭ характеристикой значимого количества.

3. Для анализа локальных эффектов выгорания (<<пш»-эффект) в твэлах легководяных реакторов предложена процедура проведения расчетов с помощью программного комплекса SCALE 5.0. На основе данной методологии проведено исследование влияния допинга 237Np на снижение локальной глубины выгорания в периферийной области топливной таблетки из оксида урана и установлено, что допинг 5% 237Np заметно снижает энерговыделение в краевой области топливной таблетки.

4. Был определен состав топлива, обеспечивающий повышенную защищенность урана и плутония (на конец цикла). В первом случае, это достигается путем допинга Th, который обеспечивает гаммарадиационный барьер за счет накопления продуктов распада от нарабатываемого и. Защита плутония обеспечивается повышенным содержанием в нем Ри, обусловленного допингом Ыр, который также влияет на снижение "пш"-эффекта.

1. NUCLEAR TECHNOLOGY REVIEW 2009 // IAEA/NTR/2009, P. 141.

2. Nuclear Energy Outlook 2008 // OECD, Paris, 2008, P. 460.

3. Multilateral approaches to the nuclear fuel cycle // MNA/2005, Vienna, 2005, P. 201.

4. Концепция федеральной целевой программы "Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010 -2015 годов и на перспективу до 2020 года" // Январь 2010, http://www.atomic-energy.ru/node/9368.

5. Proceeding of International Conference on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems // GLOBAL '95, Sept. 11-14, Versailles, France, 1995. -эл. опт. диск (CD-ROM).

6. Proceeding of International Conference: Global 1997 // GLOBAL '97, Oct. 510, 1997, Yokohoma, Japan. эл. опт. диск (CD-ROM).

7. Proceeding of International Conference on Future Nuclear Systems // GLOBAL'99, Aug. 29-Sept. 3, Jackson Hole, Wayoming, 1999. эл. опт. диск (CD-ROM).

8. Proceedings of the International Conference: Global 2001 // GLOBAL 2001, Paris, France, Sept. 7-13, 2001. эл. опт. диск (CD-ROM).

9. Atoms for Prosperity: Updating Eisenhower's Global Vision for Nuclear Energy // GLOBAL 2003, New Orleans, Louisiana, Nov. 16-20, 2003. эл. опт. диск (CD-ROM).

10. Nuclear Energy Systems for Future Generation and Global Sustainability // GLOBAL 2005, Oct. 9-13, Tsukuba, Japan, 2005. эл. опт. диск (CD-ROM).

11. Advanced Nuclear Fuel Cycles and Systems // GLOBAL 2007, Sept 9-13, Boise, Idaho, 2007. эл. опт. диск (CD-ROM).

12. The Nuclear Fuel Cycle: Sustainable Options & Industrial Perspectives // GLOBAL 2009, Sept. 6-11, Paris, France, 2009. эл. опт. диск (CD-ROM).

13. Review of national accelerator driven system programmes for partitioning and transmutation // IAEA-TECDOC-1365, Aug. 2003. P. 173.

14. Management of Reprocessed Uranium Current Status and Future Prospects // IAEA-TECDOC-1529, Feb. 2007. P: 108.

15. Tommasi, J1 Synthesis of fast reactor capabilities to burn longlived nuclear waste / J. Tommasi // Proc. of Intern. Conf. on Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems, GLOBAL'95, Sept. 11-14, 1995, Versailles, France, P. 786.

16. Kusters, H. The nuclear fuel cycle for transmutation: a critical review / H. Kusters // Proc. of Intern. Conf. on Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems, GLOBAL'95, Sept. 11-14, 1995, Versailles, France, PI 1076.

17. Федоров, Ю.С. Использование регенерированного урана и плутония в тепловых реакторах / Ю.С. Федоров, Б.А. Бибичев, Б.Я. Зильберман, Е.Г. Кудрявцев // Атомная энергия. 2005. - №99, вып. 2. - С. 136-141.

18. Ponomarev-Stepnoi, N.N. Russian Weapon Plutonium Disposition in WER-1000 reactors / N.N. Ponomarev-Stepnoi, A.M. Pavlovichev, Yu.A. Styrin // Proc. of Intern. Conf. Global'2005. Tsukuba, Japan, Oct. 9-13, 2005, paper 570, P. 6.

19. Kessler, G. Plutonium Denaturing by Pu / G. Kessler // Nuclear science and engineering. 2007. - №155. - P. 53-73.

20. Broeders, C.H.M. Fuel Cycle Options for the Production and Utilization of Denatured Plutonium / C.H.M. Broeders, G. Kessler // Nuclear science and engineering. 2007. - №156. - P. 1-23.

21. IAEA Information Circular // INFCIRC/254/Rev.2/Part 1, 1995.

22. Heizing-Goodman, C.D. An Evaluation of the Plutonium Denaturing Concept as an Effective Safeguards Method / C.D. Heizing-Goodman^ // Nuclear Technology. 1980. - №50. - P. 242.

23. Widler, P. A Uranium-Plutonium-Neptunium Fuel Cycle' to Produce Isotopically Denaturated Plutonium / P. Widler // Nuclear Technology. 1980. -№49.-P. 115.

24. Massey, J. The Role of Pu-238 in Nuclear Fuel Cycles / J. Massey, A. Schneider // Nuclear Technology. 1982. - №56. - P. 55.

25. SCALE-5, SCALE: A Modular Code System for Performing Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluation // RSICC, CCC-7252.

26. Jordan, W.C. SCALE cross-section libraries / W.C. Jordan, S.M. Bowman, D.F. Hollenbach // NUREG/CR-0200, Rev. 7, Vol. Ill, Sect. M4, May 2004.

27. Hollenbach, D.F. CSAS6: control module for enhanced criticality safety analysis with KENO-VI / D.F. Hollenbach, L.M. Petrie // NUREG/CR-0200, Rev. 7, Vol. I, Sect. C6, May 2004.

28. Greene, N.M. BONAMI: resonance self-shielding by the bondarenko method / N.M. Greene // NUREG/CR-0200, Rev. 7, Vol. II, Sect. Fl, May 2004.

29. Greene, N.M. NITAWL-III: SCALE system module for performing resonance shielding and working library production / N.M. Greene, L.M. Petrie, R.M. Westfall // NUREG/CR-0200, Rev. 7, Vol. II, Sect. F2, June 2004.

30. Greene, N.M. XSDRNPM: a one-dimensional discrete-ordinates code for transport analysis / N.M. Greene, L.M. Petrie // NUREG/CR-0200, Rev. 7, Vol. II, Sect. F3, May 2004.

31. Hollenbach, D.F. KENO-VI: a general quadratic version of the KENO program^ / D.F. Hollenbach; L.M. Petrie, N.F. Landers // NUREG/CR-0200, Rev. 7, Vol. Ii; Sect. F17, May 2004.

32. Rearden; B.T. SAMS: sensitivity analysis module for SCALE / B.T. Rearden-// NUREG/CR-0200, Rev. 7, Vol. I, Sect. F22, May 2004.

33. Rearden, B.T. TSUNAMI-3D: control module for three-dimensional cross-section sensitivity and uncertainty analysis for criticality / B.T. Rearden // NUREG/CR-0200, Rev. 7, Vol. I, Sect. C9, May 2004.

34. Loaiza, D. End of an Era for the Los Alamos experiments facility: history of critical assembles and experiment (1946-2003) / D. Loaiza, D. Gerhman // Annals of nuclear energy. 2006.

35. Егоров, A.B. Верификация программного комплекса SCALE: Вопросы ядерной безопасности / A.B. Егоров, С.Н. Филимонов, В.В. Артисюк, А.Н. Шмелев // Известия вузов. Ядерная энергетика. -2008. №2. - С. 47.

36. Intercomparisons of Calculation Made for GODIVA and JEZEBEL // JEFF Report 16, NEA/OECD, 1999.

37. Brewer, R.W. Plutonium-238 and plutonium-239 replacement measurements performed using JEZEBEL / R.W. Brewer // NEA/NSC/DOC/(95)03/VII.

38. Loaiza, D. Neptunium-237 sphere reflected by hemispherical shells of highly enriched uranium / D. Loaiza // NEA/NSC/DOC/(95)02/VII.

39. Peterson, R.E. LADY GODIVA: An unreflected uranium-235 critical assembly / R.E. Peterson // Nucl. Sci. Eng. 1956. - №1. P. 112-125.

40. Orndoff, J. Prompt Neutron Periods of Metal Critical Assemblies / J. Orndoff // Nucl. Sci. Eng. 1957. - №2. - P. 450.

41. Wright, R.Q. Critical Masses of Bare Metal Spheres Using SCALE/XSDRN / R.Q. Wright, W.C. Jordan, R.M. Westfall // Transaction of ANS, 2000 summer meeting.

42. Artisyuk, V.V. Proliferation Resistance Issues of Protected Plutonium Production / V.V. Artisyuk, M. Saito et al // Proc. of Consultancy Meeting on

43. Protected Plutonium Production (PPP-Project). 19-20 June - 2003, IAEA Headquarters, Vienna.

44. Mark, J. Explosive properties of reactor grade plutonium / J. Mark // Science&Global Security. 1993. - №4. - P. 111.

45. Loaiza, D. Results and Analysis of the Spherical Np Critical Experiment Surrounded by Highly Enriched Uranium Hemispherical Shells / D. Loaiza, R. Sanchez, D. Hayes, Ch. Cappiello // Nucl. Sci. Eng. 2006. №152. - P 65-75.

46. Implementation of burnup credit in spent fuel management systems // IAEA-TECDOC-1013, October 1997. P. 141.

47. Practices and developments in spent fuel burnup credit applications // IAEA-TECDOC-1378, October 2003. P. 436.

48. Comparison Calculations for an Accelerator-driven Minor Actinide Burner // Nuclear Science, NEA/NSC/DOC(2001)13.

49. Филимонов, C.H. Особенности моделирования выгорания топлива с помощью программного комплекса SCALE 5 / C.H. Филимонов, В.В. Артисюк, А.Ю. Станковский // Известия вузов. Ядерная энергетика. — 2010. №1.-С. 173-182.

50. DeHart, M.D. OECD/NEA Burnup Credit Calculational Criticality Benchmark, Phase I-B Results / M.D. DeHart, M.C. Brady, C.V. Parks // NEA/NSC/DOC (96) 06.

51. O'Connor, G.J. Phase IV-A: Reactivity Prediction Calculations for Infinite Arrays of PWR MOX Fuel Pin Cells / G.J. O'Connor, R.L. Bowden, P.R. Thorne // Nuclear Science, NEA/NSC/DQC(2003)3.

52. DeHart, M.D. TRITON: A two-dimensional depletion sequence for characterization of spent nuclear fuel / M.D. DeHart // Nuclear Science and Technology Division(94), ORNL/NXJREG/CSD-2/R7, May 2004.

53. Gauld, I.C., STARBUCS: A SCALE control module for automated criticality safety analyses using burnup credit / I.C. Gauld, S.M. Bowman // Nuclear Science and Technology Division (94), ORNL/NUREG/CSD-2/VI/R7, May 2004.

54. DeHart, M.D. NEWT: A new transport algorithm for two-dimensional discrete ordinates analysis in non-orthogonal geometries / M. D. DeHart // Nuclear Science and Technology Division(94), ORNL/NUREG/CSD-2/V2/R7, May 2004.

55. Gauld, I.C. COUPLE: SCALE system module to process problem-dependent cross sections and neutron spectral data for ORIGEN-S analyses /1. C. Gauld, O. W. Hermann // Nuclear Science and Technology Division(94), ORNL/NUREG/CSD-2/V2/R7, May 2004.

56. Guenther, R.J. Characterization of Spent Fuel Approved Testing Material ATM-104 / R.J. Guenther // PNL-5109-104, Pacific Northwest Laboratories, Richland, Washington, December 1991.

57. Gauld, I.C. ORIGEN-ARP: Automatic rapid processing for spent fuel depletion, decay, and source term analysis / I.C. Gauld, S.M. Bowman, J.E.

58. Horwedel, L.C. Leal // Nuclear Science and Technology Division(94), ORNL/NUREG/CSD-2/V1/R7, May 2004.

59. Стратегия, развития атомной энергетики в первой половине XXI века. — М: ФГУТТ «ЦНИИатомимформ». 2001, с. 64.

60. Matzke, Hj. Recent studies on the formation of the rim structure and on polygonization in LWR fuel / Hj. Matzke // IAEA-TECDOC-1299, 2002. - P. 50-93.

61. Baron, D. Does rim microstructure formation degrade the fuel' rod performance? / D. Baron, J. Spino // IAEA-TECDOC-1299, 2002. - P. 41-49.

62. Голованов, B.H. Электронно-зондовый рентгеноспектральный' микроанализ топливных композиций ядерных энергетических реакторов / В.Н. Голованов, Ф.Н. Крюков, С.В. Кузьмин, О.Н. Никитин //Ульяновск: УлГУ, 2006.

63. Devolpi, A. Denaturing Fissile Materials / A. Devolpi // Progr.Nucl.Energy. -1982.-№10(2).-P. 161.

64. Guidance for the Evaluation of Innovative Nuclear Reactors and Fuel Cycles // IAEA-TECDOC-1362, June 2003. P. 152.

65. The Structure And Content of Agreements Between The Agency And States Required In Connection With The Treaty On The Non-Proliferation Of Nuclear Weapons // INFCIRC/153 (Corrected), IAEA, Vienna (1972).

66. Model Protocol Additional To The Agreement(s) Between State(s) And The International Atomic Energy Agency For The Application Of Safeguards // INFCIRC/540 (Corrected), IAEA, Vienna (1997).

67. GEN IV International Forum: Evaluation Methodology for Proliferation Resistance and Physical Protection of Generation IV Nuclear Energy Systems // Revision-5, Septemeber 30, 2006.

68. Charlton, W. Proliferation Resistance Methodology for Nuclear Fuel Cycles / W. Charlton // Nuclear Technology. 2007. - №157. - P. 143-156.

69. Clemens, R.T. Making Hard Decisions: An Introduction to Decision Analysis / R.T. Clemens // Duxbury Press, Pacific Grove, California (1996).

70. U.S. Department of Energy, Office of Nuclear Energy,Office of Fuel Cycle Management // Global Nuclear Energy Partnership Strategic Plan, GNEP-167312, Rev. 0, January 2007.

71. Merkhofer, M.W. A Multiattribute Utility Analysis of Alternative Sites for the Disposal of Nuclear Waste / M.W. Merkhofer, R.L. Keeney // Decision Analysis. 1987. - №7(2). - P. 173.

72. Krakowski, R.A. A Multi-Attribute Utility Approach to Generating Proliferation Risk Metrics / R.A. Krakowski // LA-UR-96-3620, Los Alamos National Laboratory (1996).

73. Davis, F.J. Decision Analysis for the Selection of Tank Waste Retrieval Technology / FJ. Davis, G.C. Deweese, G.J. Bogen, W.W. Pickett // SAND99-3015, Sandia National Laboratory (2000).

74. Dyer, J. A Methodology for the Analysis and Selection of Alternatives for the Disposition of Surplus Plutonium / J. Dyer // ANRCP-1999-23, Amarillo National Research Center for Plutonium (1999).

75. IAEA SAFEGUARDS GLOSSARY 2001 Edition // IAEA/NVS/3/CD, June 2002.

76. Cochran, T. The Amount of Plutonium and Highly-Enriched Uranium Needed for Pure Fission Nuclear Weapons / T. Cochran, C. Paine // Report of National Resources Defense Council (1995).

77. Pellaud, B. Proliferation Aspects of Plutonium Recycling / B. Pellaud // J. Nucl. Mat. Management, 2002. - XXXI, No.l. - P. 30.

78. Code of Federal Regulation, 10 CFR 70.4, available at http://vmw.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/cfr/part070/part070-0Q04.htm

79. Won И Ко, Electric Circuit Model for Quantifying the Proliferation Resistance of Nuclear Fuel Cycle / Won И Ко // Annals of Nuclear Energy. 2000. -№27, - P. 1399-1425.

80. Saito, M. Development of the Methodology for Plutonium Categorization / M. Saito // ANS Annual Meeting, Spring, 2007.

81. Broadhead, L. Sensitivity- and uncertainty-based criticality safety validation techniques/ L. Broadhead, B.T. Rearden, C.M. Hopper // Nuclear science and engineering. 2004. - №146. - P. 340-366.

82. IAEA Nuclear Data Services, available at http://www-nds.iaea.org/.

83. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций, ПБЯРУ АС-89.

84. Kessler, G. Proliferation Resistance of Americium Originating from Spent Irradiated Reactor Fuel of Pressurized Water Reactors, Fast Reactors, and Accelerator-Driven Systems with Different Fuel Cycle Options / G. Kessler //I

85. Nuclear Science and Engineering. 2008. - №159. - P. 56-82.

86. Ярмоненко С.П., Вайнсон A.A. Радиобиология человека и животных. -М.: Высш. шк., 2004.

87. Белоус, B.C. Особенности и проблемы современного нейтронного оружия / B.C. Белоус // Ядерный контроль. 1999. - №45. - С. 61-67.