автореферат диссертации по информатике, вычислительной технике и управлению, 05.13.18, диссертация на тему:Расчетно-экспериментальные исследования спектральных характеристик нейтронных полей быстрых реакторов в обоснование наработки радиоактивных изотопов

ФИЗИКО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЙ ИНСТИТУТ Диссертационный совет Д 034.10.01

Для служебного пользования

Экз. Л<>- ^__

На правах рукописи УДК 621.039.8.002:621.039.554

ХОМЯКОВ ЮРИЙ СЕРГЕЕВИЧ

Расчетно-экспериментальные исследования спектральных характеристик нейтронных полей быстрых реакторов в обоснование наработки радиоактивных изотопов

Специальность 05.13.18. Теоретические основы математического моделирования, численные методы и комплексы программ

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата физико-математических наук

Обнинск — 1994

Работа выполнена в Физико-энергетическом институте.

Научный руководитель: кандидат физико-математических наук, старший научный сотрудник А. В. ЗВОНАРЕВ

Официальные оппоненты:

доктор физико-математических наук,

профессор

А. В. БУШУЕВ;

кандидат фнзнко-матгматическнх наук, старший научный сотрудник Б. Г. РЯЗАНОВ

Ведущая организация: Всероссийский научно-исследовательский институт по эксплуатации атомных электростанций.

заседании диссертационного совета Д 034.10.01 в Физико-энергетическом институте по адресу. 249020, Калужская область, г. Обнинск, пл. Бонда-рснко, 1.

Просим прислать отзыв в одном экземпляре, заверенный печатью организации.

Автореферат разослан « »—-------1994 г.

Защита состоится « »

1994 г. в------часов на

Ученый секретарь

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

В диссертации представлены результаты исследований по изучению принципиальных возможностей получения радиоактивных изотопов в типичных спектрах быстрых реакторов, в спектрах, формируемых с помощью специальных облучательных устройств ( ОУ ) с замедлителем, разработке методик и алгоритмов определения и анализа спектральных индексов с целью уточнения спектра нейтронов и скоростей реакций, определяющих накопление радионуклидов, экспериментально-расчетному обоснованию полртения кобальта-60 в энергетическом реакторе БН-350.

актуальность работы. Реакторные мишенные изотопы, находящие применение в промышленности и медицине, в основном производятся на исследовательских ядерных реакторах на тепловых нейтронах. Схемы получения, методы расчета и оптимизации выхода целевых нуклидов, технологические аспекты применительно к этому классу реакторов достаточно хорошо исследованы. В то же время тенденции роста потребностей в производстве радионуклидов, повышении их качества и , в первую очередь удельной активности, в сочетании с выводом из эксплуатации ряда исследовательских реакторов ставят задачу расширения облучательной базы либо за счет создания специальных высокопоточных изотопных реакторов, либо за счет привлечения для получения изотопов энергетических реакторов АЭС. Второй путь привлекателен тем, что позволяет надеяться на достижение более низких значений стоимости изотопов за счет совмеиения производства нескольких видов продукции.

Быстрые реакторы , практически не применяются для получения мииенных радионуклидов. В то же время они изначально рассматривались как двухцелевые, в которых за счет лучшего баланса нейтронов возможна; эффективная наработка изотопов - вторичного ядерного топлива . Однако, в связи со временным снижением потребности в ядерном топливе, в насгояиее время ведется поиск возможностей альтернативного использования быстрых реакторов. Примерами такого использования' может быть -наработка радионуклидов. Кроме того из энергетических реакторов, применяющихся в России, только реакторы БН, обладают высокой плотностью потока нейтронов ( >1015н/см2с ), что, как правило, является необходимым условием для получения радионуклидов высокой удельной активности.

Однако, достаточно высокая плотность потока нейтронов является

необходимым, но не достаточным условием получения радионуклидов хорошего качества. Другим важнейшим фактором явлется спектр нейтронов. И именно анализ спектральных особенностей быстрых реакторов должен позволить выяснить реальные возможности получения в них радионуклидов в соответствии с предъявляемыми к ним требованиями.

Таким образом, актуальность работы следует из необходимости расширения класса установок используемых для производства изотопов в связи со все возрастающими потребностями в них, повышением требований к удельной активности нуклидов, требованиями снижения стоимости их получения. Кроме того, ввиду снижения потребности в ядерном топливе необходим поиск новых возможностей применения быстрых реакторов.

цель работы.

1. Анализ принципиальных возможностей получения радионуклидов как в типичных спектрах реакторов типа БН, так и с учетом влияния на процессы наработки изотопов путем локального изменения спектра нейтронов с помощью замедлителя, создание для этой цели специализированной компьютерной системы.

2. Разработка методик определений и анализа спектральных индексов с целью уточнения многогрупповых спектров нейтронов и скоростей интересующих реакций, их программная реализация.

3. Анализ экспериментальных и расчетных данных по спектрам быстрых нейтронов, оценка многогруппового спектра нейтронов в активной зоне реактора БН-350 и его погрешности, поиск и , по возможности,

. устранение причин расчетно-экспериментальных расхождений.

4. Экспериментально-расчетный анализ спектральных характеристик моделей облучательных устройств и реального Облучательного устройства для получения кобальта-60 в реакторе БН-350. При этом под спектральными характеристиками понимаются скорости реакций в ОУ и возмущения скоростей реакций в TBC реактора, возникающие за счет растечки замедленных нейтронов и соответствующего изменения спектра нейтронов .

научная новизна . I. Впервые проведены систематические исследования и раскрыты широкие потенциальные возможности быстрых реакторов для получения радионуклидов как в типичных спектрах этих реакторов, так и с

' помощью специальных облучательных устройств с замедлителем.'

2. По результатам прямых измерений на промышленном реакторе получены отношения сечений захвата на изотопах плутония и америция-241;

3. Отмечен факт систематического занижения в нейтронно-физических расчетах скоростей пороговых реакций. Разработана методика восстановления многогруппоаого спектра нейтронов по экспериментальным данным, восстановлена и уточнены спектры нейтронов в реакторах БН-350 и БР-1. Показано, что отмеченное расхождение является следствием занижения и расчете плотности потока нейтронов в

• внсокозкергетичной области.

4. Проведена оценка спектров мгновенных нейтронов деления исходя из того, что они могут Сыть причиной расхождений, между расчетными и экспериментальными спектрами БН-350 и БР-1. Оценка учитывает новейшие экспериментальные, данные о спектрах нейтронов деления, а также влияние погрешностей в них на реакторные характеристики;

5. Впервые прямыми измерениями на энергетическом реакторе БН-350 показана возможность получения радионуклида кобальт-60 с удельной активностью на уровне 100 Ки/г с помощью ОУ с гидридом циркония в качестве замедлителя при . удовлетворительном влиянии ОУ на характеристики реактора.

6. Проведено экспериментальное обоснование возможности получения кобальта-60. высокой удельной активности ( до 300+400 Ки/г ) в реакторе БН-350.

практическая значимость.

1. Разработанная система ЙАМЮШ и полученные в диссертации оценки используются в настоящее время в ФЭИ для поиска и анализа возможных .способов получения перспективных нуклидов, подготовки к выдаче практических рекомендаций по организации промышленного производства в быстрых реакторах, например стронция-69, хрома-51, углерода-14, кобальта-60.

2. Разработанные методики определения отношений сечений по результатам исследований изотопного состава топлива к образцов-свидетелей и восстановления многогруппоаого спектра нейтронов используются при анализе новых экспериментов, например, проводимых на реакторе БН-600.

.3. Результаты измерений спектральных индексов в реакторах БН-350 и БР-1 использовались для тестировки новейшей версии система констант БНАБ-90. ' .

4. В БНАБ-90 принята оценка спектра нейтронов деления на основе исследований, изложенных в диссертации.

5. Экспериментальные исследования с облучательным устройством типа АР, выполненные на реакторе БН-350 показали практическую возможность получения кобальта-60 с удельной активностью, 'представляющей коммерческий интерес. Получена первая партия кобальта-60. Результаты экспериментальных исследований с макетами облучателышх устройств показали возможность получения кобальта-60 -высокого качества и могут быть использованы для разработки на их основе промышленной технологии. На основе проведенных исследований разработано и проходит испытание ОУ для получения кобальта-60 в реакторе БН-600. В настоящее время ведется работа по созданию источника нейтрино сверхвысокой активности на реакторе БН-350.

основные положения, выносииые на здцит/.

1. Результаты расчетного анализа возможностей реактора БН-350 для получения широкого набора радионуклидов.

2. Методики определения отношений сечений реакций на топливных нуклидах по результатам исследований изотопного состава топлива.

3. Результаты определения альфа плутония-239, отношений сечений захвата на изотопах плутония и америикя-241, а также реакции (п,2п) на плутонии-239 к сечению деления плутония-239 в уран-плутониевом модуле и 3MD реактора БН-350.

4. Методика определения многогруппового спектра нейтронов по спектральным индексам.

5. Результаты анализа отноиений сечений активации широкого набора нуклидов в реакторах БР-Г й БН-350, а также спектров нейтронов этих установок.

6. Оценка спектров нейтронов деления для применения в реакторных расчетах.

7. Экспериментальные и расчетные результаты исследований практической возможности получения кобальта-60 высокого качества в реакторе БН-350 с помощью специальных облучательных устройств.

апробация работы, публикации. Основные материалы диссертации были опубликованы в работах П+61,' докладывались советско-французских семинарах 1Т,8], Всесоюзной (9] и Всероссийской [101 конференциях Ядерного Общества, международной конференции по быстрым реакторам и их топливному циклу, Киото,Япония 111).

объем и структура дкссертации. Диссертация состоит из введения, пяти глав и заключения. Диссертация содержит 154 страницы , в том числе 45 таблиц, 39 рисунков и 105 наименований цитируемой литературы.

КРАТКОЕ СОДЕРЖАНИЕ ДИССЕРТАЦИИ.

Во введении показаны актуальность и практическое значение работы по анализу возможностей быстрых реакторов для получения радионуклидов требуемого качества, необходимость исследования спектральных характеристик быстрых реакторов.

В первоп главе проведен расчетный анализ принципиальной возможности получения широкого набора мишенных радионуклидов в реакторах БН. Под принципиальной возможностью понимается возможность удовлетворить требованиям по трем основным характеристикам радионуклидов: удельной активности , радинуклидной чистоте и общей активности целевого изотопа. Для проведения расчетных оценок указанных параметров разработана система РАШРВД, включающая в себя все необходимые данные о сечениях реакций, распадных характеристиках и цепочках взаимных превращений нуклидов, а также все необходимые программные средства.

Показано, что в типичных ( условно "быстрых" ) спектрах реакторов БН можно эффективно получать такие изотопы, как: 32Р,33Р,г7Аг,58Со,67Си,89Зг(из 89У) - за счет использования пороговых реакций с вылетом заряженных частиц, что позволяет получать их с высокой удельной активностью после химического выделения продуктов реакции из мишени (носителя);

151147'

Эгл, Рт - за счет использования эффекта слабого выгорания данных изотопов в таких спектрах;

оп 80 66 210

Бг(из Бр), ЙЪ, Ро - за счет использования резонансного поглощения на высоколежащих резонансах.

Однако получение требуемых удельных активностей многих нуклидов в "быстрых" спектрах невозможно из-за низких значений сечения реакции радиационного захвата в данной области энергий. В диссертации сформулирована концепция облучательных устройств (ОУ) для повышения эффективности наработки радионуклидов в реакторах БН. Данный подход заключается в возможности локально, путем введения замедлителя ( наиболее подходящим для этой цели признается гидрид циркония ), изменять спектр нейтронов таким образом, чтобы создать

оптимальные условия для накопления целевого изотопа, внося при этом допустимые изменения в условия работы прилегающих к ОУ TBC и реактора в целом.

Облучателыше устройства с замедлителем позволяют формировать спектры, позволяющие эффективно использовать реакцию радиационного захвата для получения таких изотопов, как:

e5Kr,85Sr,9'Mo,109Ccl,ll3Sn11''5Sm,153Gd - ОУ с "промежуточным" спектром ( за счет использования резонансного поглощения); ,4C,45Ca,,6Sc,51Cr,55Fe,60Co,63Ni и др.- ОУ с "эпитепловым" спектром ( за счет реакций с большим тепловым сечением и за счет использования резонансного поглощения на низколежацих резонансах). В таблице I проведено сравнение максимальной удельной активности при облучении . мишеней природного изотопного состава и предельно обогащенных мишеней в ОУ реактора БН-350 с наработкой тех .te изотопов в тепловых спектрах. Сравнение показывает, что в целом, такой реактор как БН-350 соответствует тепловым реакторам с потоком в несколько единиц на 1014н/см2 по наработке тех изотопов для которых оптимальным является тепловой спектр нейтронов.

Наличие довольно больших по объему зон воспроизводства, которые ввиду снижения потребности в ядерном топливе можно использовать для получения изотопов, позволяет получать изотопы и в больших количествах. В диссертации сделаны оценки объема наработки кобальта-60 и углерода-14, достижимые на наиболее мощном в Росии быстром энергетическом реакторе БН-600 при замене боковой зоны воспроизводства на замедляющий экран, которые составили ~ 10 МКи в год по кобальту-60 и ~ 1-2 кКи в год - по углероду-14.

Таким образом, реактора БН за счет своих уникальных спектральных особенностей обладают более широкими потенциальными возможностями для создания оптимальных условий для получения изотопов по сравнению с традиционными наработчиками.

Полученные выводы сделаны на основе расчетных оценок и требуют экспериментального обоснования, что делается в последующих главах. При этом 2,3 и 4 главы посвящены исследованию "быстрых" спектров и 5-ая глава - исследованию спектральных особенностей облучательных устройств с гидридом циркония. ■■••,.■:■

Таблица I. Максимальная удельная активность некоторых радионуклидов, достижимая в реакторе БН-350 в сравнении с наработкой в тепловых спектрах , а также требованиями к удельной активности нуклидов.

н У к л и д Максимальная уд. активность Ки/г Требования на уд. активность, Ки/г

БН-350 прир. содер. 100% Тепл.лоток. 2Ч01\ н/см2с, Прир.сод. СМ-2 1л1,л2]

Промышл. применен. £ лЗ ] Каталог Амершам [ л4 ]

45Са 1 .83 79 1 .35 30 10+40

51Сг 67 1540 39.3 1000+4000 50+600

55Ре 5.0 80 3 .02 1+50

63Ы1 0.51 13 0 .31 10 1+10

б0Со 544 544 316 350 400+500 50+150

75., ое 24 .7 1862 13.7 500 500+800 2+20

,09са 34 67 7.49 3.9 50+1000

1133п 1 .32 152 0.26 40-100 2+15

153Сс1 230 310 ■у-60 80 .5+5

133Ва .051 54 0.020 6

370тш 1250 1250 816 700+800 700+800

1921г 712 1560 622 ■ 500+В00 500+600 .5+10

Во второй главе рассмотрены эксперименты по исследованию изменений в изотопном составе топлива, облученного в реакторе БН-ЗБО, с целью проверки правильности их расчетного предсказания и определения спектральных индексов. Разработаны две методики получения отношений сечений топливных нуклидов по их результатам. Первая из них основана на анализе аналитических связей между сечениями реакций и концентрациями нуклидов', вытекающих из уравнений изотопной кинетики. Вторая методика более строга и использует метод наименьших квадратов. Методики реализованы . в виде программных комплексов и были использованы для определения отнесений сечений на топливных нуклидах в зоне малого обогащения и уран-плутониевом модуле реактора БН-350. Результаты сравнения полученных индексов с рачетными величинами, приведенные в таблице 2, показывают хороиее согласие расчета и эксперимента.

Таблица Отном&ния еачвний, определенные из анализа облученного топлива тввл и образцов в ЗШ и модуле с урвн-плутонибвим топливом реактора БН-360.

зона эксперимент расчет расчет/зкспер.

39 а с 40 > 39 & /о С 40 ° 41 ,39 а /а с е Аа>1 / „»в а) и а п, 8 п « ЗМО ТРи ЗМО ТРц ЗМО ТРи ЗШ ТРи ТРи 0.2Т2±0.009 0.229Ю.006 1.10±0.05 . 1.03±0.06 0.95±0.ОТ 0.91±0.06 3.95±0.30 4.02±0.20 0.265 0.226 1.23 1.17 0.88 0.92 3.45 3.70 0.96 0.97+0.03 0.99±0.03 1.03±0.05 1.15±0.06 0.93Ю.07 1.01±0.0б 0.8710.03 0.9240.06 0.9440.06

В ТРЕТЬЕ« глдие проведен анализ спектров быстрых нейтронов на основе широкого набора епектралышх индакеов, измеренных на реакторе БН-ЗБО ( в том числа индаксоа, определенных в главе I ) и критической сборке БР-1. Отмачен Факт систематического расхождения между расчетом и экспериментом по скоростям пороговых реакций, который сложно объяснить неточностями в сечениях соответствующих реакций.

Дан обзор методов восстановления спектров нейтронов. Разработана методика восстановления многогруппового спектра нейтронов с использованием принципа максимального правдоподобия, что дает следующие оценки для вектора групповых потоков и его ковариационной матрицы:

Р-».О=«НТ(У+НШТ)"1(0-0О),' (Г)

» =«-ИНт(У+Ш1НтГ1Н«, ' ( 2 )

р

где -исходный спектр, УУ - матрица, составленная их 2-х подматриц, являющихся ковариационными матрицами погрешностей спектра и сечений реакций, 0-0о- разность между измеренными й расчетными скоростями реакций, V - ковариационная матрица погрешностей измеренных скоростей реакций, Н - матрица чувствительностей скоростей реакций к сечениям и групповым потокам. Таким образом, данная методика позволяет оценить погрешности (ковариащюнну» матрицу погрешностей) восстановленного спектра, при этом априорная ин^эрмши о спектре нычтронов, которая

Рис.1. Отклонение восстановленных спектров реактора ВР-1, полученных при использовании различных V/, от расчетного (оцеиная матрица погрешностей расчетного спектра, матрица с удвоенными погрешностями, диагональная матрица).

Рис.2. Отклонение восстановленных спектров реактора БН--150, полученных при аналогичных (си. ркс.1) предположения! о вияс матрицы VI. от расчетного.

требуется ввиду некорректности задачи восстановления, задается в виде ковариационной матрицы погрешностей исходного спектра W. Оценка матрицы W выполняется на основе анализа решения уравнения переноса в конкретной нейтронно-физической системе.

Восстановлены многогрупповые спектры нейтронов и оценены их погрешности ..Сравнение восстановленных спектров с расчетными ( см. рис. I и 2 ) указывает, на. занижение в расчете плотности потока нейтронов в области выше ~ 2 МэВ. .

В четвертой главе проведена оценка спектра мгновенных нейтронов деления для применения в реакторных, расчетах, исходя из того, что он может быть одной из возможных причин расхождения, отмеченного выше. Оценка сделана с учетом влияния спектра деления на реакторные характеристики. Показано, что использование распределения Ватта позволяет удовлетворительно описать новейшие экспериментальные данные ( см. рис. 3 и 4). Для урана-235 признано целесообразным повысить долю нейтронов высоких энергий по сравнению с БНАБ-78 с сохранением средней энергии спектра деления. Для плутония-239 рекомендовано повысить среднюю энергию спектра деления. Показано, что реакторные характеристики, в основном, зависят, от средней энергии. В этой связи является существенным дальнейшая экспериментальная проверка обоснованности повышения' средней энергии спектра нейтронов деления урана-235, принятого в последних версиях ENDF/B-V,VI.

В пятой главе даются результаты экспериментальных и расчетных исследований по обоснованию получения широкораспространенного изотопа кобальт-60 в реакторе БН-350 путем формирования необходимых спектров с помощью облучательннх устройств с ■ гидридом циркония. Экспериментальные исследования включают в себя измерения с макетами ОУ, выполненные на критической сборке "КОБРА" и промышленный эксперимент в реакторе БН-350. Результаты .измерений скорости активации кобальта в ОУ типа АР ( с выемным контейнером, содержащим гидрид циркония и кобальт, см. рис.5 ), выполненные в ходе измерений на малом уровне мощности при постановке ОУ в реактор, позволяют предсказать активности источников после длительного облучения на энергетическом уровне мощности. Экстраполяция дает значение удельной активности на уровне 80-100 Ка/а за время облучения, соответствующее семи интервалам между перегрузками. Правильность, экстраполяции и хорошее соответствие расчетным данным подтверждается измерениями активности реальных источников кобальта-60, полученных после

- гз -

Рис.3. Отклонение спектра нейтронов деления урана-235 от иаксвелловской формы

Рис.4. Отклонение спектра нейтронов деления плутония-739 от нпксвеллопской формы.

облучения в течении 4т ( см. табл. 3). Экспериментально подтверждены возмущения скоростей реакций, определяющих энерговыделение, в TBC, окружающих ОУ, возникающие из-за растечки замедленных нейтронов и соответствующего изменения спектра в TBC ( см. рис. 6). Величина возмущений такова, что они не приводят к нарушению условий эксплуатации TBC при облучении ОУ на границе активной зоны и бокового экрана.

Таблица 3. Сравнение измеренных, расчетных активностей (Ки/г) источников после облучения в реакторе БН-350 в течении 4т, а также их экстраполяционные значения из эксперимента на малом уровне мощности.

N источника Экстраполир, уд. активность Ки/г Измеренная активность Ки/г Расчет Р/Э

019 51.5 50.6 49.1 0.97

013 54.9 45.3 43.8 0.97

021 IS.4 18.6 15.6 0.84

018 31.1 30.4 29.7 0.98

024 31Л 32.0. 29.7 ' 0.93

017 46.0 45.3 45.3 0.97

В экспериментах с макетами ОУ исследовались возможности получения повыиения удельной активности кобальта-60 за счет увеличения в спектре нейтронов ОУ доли нейтронов околотепловых энергий и использования эффектов разблокировки. Экстраполяция экспериментальных данных на условия реактора БН-350 дает высокие значения удельной активности - до 500 Ки/г за время облучения примерно три года.

Оптимизация загрузки ОУ с целью получения кобальта-60 с максимальной обпей активностью в одном ОУ являлась целью другого цикла экспериментальных исследований с моделями реальных ОУ. Они показали возможность создания ОУ с производительностью на уровне 400 кКи на I ОУ и выше.

Ж

ООШ;

\QQQ0U00dp//

\QQQf9 о„ор/

Рис.5. Схема облучательного устройства типа АР для получения кобадьта-60 в реакторе БН-350: I- твэлы с обедненным ураном, 2- выемной контейнер, 3- кобальт, 4- гидрид циркония.

Рис Р. Распределение скорости реакции дгл'чтя уряни-23Ь РбЛНПН О У.

В заключении-подведены краткие итоги проделанной работы.

1. Разработана система ЙАНЦРЙО для проведения расчетов образования нуклидов в быстрых реакторах. С ее помощью получены оценки накопления 37 изотопов в различных зонах реактора БН-350 и в специальных облучательных устройствах с замедлителем. Показано, что реакторы БН не уступают традиционным наработчикам изотопов -тепловым реакторам с потоком в несколько единиц Ю14 н/см2с по наработке нуклидов. Кроме того, они предоставляют уникальные возможности для получения изотопов высокой удельной активности за счет реакций (п,р),(п,с.) , а также за счет широких возможностей варьирования нейтронного спектра. Полученные результаты могут применяться для подготовки к практической наработке изотопов и выработке рекомендаций по оптимальным условиям получения того или иного изотопа.

2. Разработаны методики получения отношений сечений топливных нуклидов но результатам анализа изменений изотопного состава топлива. Получены такие индексы как альфа плутония-239, отношения сечений реакции захвата на изотопах плутония и вмериция-241, (п,2п) на плутонии-239 к сечению деления плутония-239 в ЗЮ и уран-плутониевом модуле реактора БН-350. Показано, что система БНАБ-78 хорошо предсказывает величину альфа плутония-239 и другие измеренные индексы, за исключением, возможно, лишь сечения захвата плутония-240, для которого получено расхождение на уровне 2 стандартных отклонений.

3. Проведен анализ широкого набора спектральных индексов, измеренных на реакторе БН-350 и критической сборке БР-1, восстановлены их многогрупповые спектры нейтронов. Получена также оценка погрешностей ( ковариационных матриц погрешностей ) восстановленных спектров. Указано на систематическое занижение в расчете скоростей пороговых реакций ( до 2555 ). Достаточно надежно можно утверждать, что это является следствием занижения в расчете плотности потока нейтронов в области выше ~2 МэВ. Расчетно-экспериментальные расхождения в отношениях сечений полученные на восстановленном спектре, могут быть использованы для корректировки, тестировки и уточнения ( с учетом погрешностей как эксперимента, так и спектра ) сечений измеренных реакций.

4. Получены апроксимационные формулы для описания спектров мгновенных нейтронов деления в виде распределения Ватта с

параметрами , зависящими от энергий Чйреа v. Анализ ВЛИЯНИЯ спектра деления на реакторные характеристики показал, что последний сильнее зависят от принятых значений средней анергии СНД и слябео » от фзрмы спектра. В этой связи принципиальным является различие в средних энергиях для СИЛ урана-235 , принятых в ENDF/B-V,VI и в системе БНАБ-78 3% ). Причем макроэксперим/знти в целом лучше согласуются с расчетами, полученными с более высокой средней энергией.

5. Начаты работы по практическому получению вирокораспространенного изотопа кобальт-60 в реакторе БН-350. Выполнен большой объем расчетно-эксперименталышх исследований по обоснованию облучательных устройств, создающих оптимальныо условия для наработки кобальта-60 в зависимости от поставленных требований по удельной активности и общему объему производства кобальта-60. Промышленный эксперимент показал возможность получения кобальта-GO с удельной активностью ~ЮО Ки/г с помощью еблучятелыюго устройства, типа АР s гидридом циркония, Эксперименты с макетами ОУ указывают на возможность получения кобальтас высокой удельной активность» (до 500 Ки/г), а такжо создания ОУ с большой производительностью для получения данного .изотопа в промышленных маситабах.

Основные результаты диссертации опубликованы в работах;

1. Zvotrarev A.V., KochetKov L.А.,Khowyakov Yu.S. e,a. The иве of faat reactoro for radioactive isotope, production. // Trans. ANS, V.62, î!OV. 1990,p. 150.

2. Гончаров P.К..Звонарев A.В.,Хомяков Ю.С. и др, ОТНОйвНИВ сечений ряда топливных нуклидов в зоне малого обогашшя я в уран-плутониевом модуле реактора БН-350.//Атомная анергия, 1989. Т.(56, Вып.5.

3. Звонарев А.В. Долыженков В.А., Лифоров В,Г,, Мантуров Г.Н., Матвеев О.В., Прошин И.М., Хомяков D.C., Цибуля А.М. Экспериментально-расчетные исследования отноиений се'Шйй шир> ;.ого набора нуклидов в реакторе БР-Г,//Вопроси атомной наук.« и техники. Сер. Ядерние константа ,1990. Вып.З. С,6Т.

4. Хомяков »»С,, Николас;» М.М., Долгов Е.8,, Цибуля А.М, Оценка спектров мгновенных нейтронов деления для пришишш в инженерии* расчетах,//Вопроси атомной науки и техники- Сер, Ядерные коистянтн. 12Э2, ?тл. С.70.

5. Голубев В,К,, 'Лтнщ)Пъ А,В., Ефремов А.Н., Комтткт В,А., Ливров В,Г., Коробейникоо В.В,, Матвеев В,И,, ■Матеееико ИЛЬ,

Суслов И.Р., Хомяков B.C. и др. Расчетно-экспериментальные исследования в обоснование облучательннх устройств для наработки кобальта-60. Вопросы атомной науки и техники. Сер. Ядерные константы. 1991. Вып.4.

6. Гаврин В.Н., Веретенкин Е.П., Звонарев A.B., Евдокимов В.П., Корноухов В.Н., Кочетков А.Л., Хомяков B.C. и др. Создание искусственных источников (анти)нейтрино в быстрых энергетических реакторах: Препринт ИЯИ РАН-807/93, 1993.

7.Гончаров Р.К., Семенов М.Ю., Хомяков ß.C. Методики определения средних сечений реакций в энергетических быстрых реакторах по результатам анализа отработавшего топлива. Доклад на франнцузко-советский семинар " Расчетные и экспериментальные исследования по физике реакторов на быстрых нейтронах", Кадараш, апрель 1988.

8. Звонарев A.B., Колосков Б.В., Колыженков В.А., Коробейников В.В., Матвеенко И.П., Хомяков D.C. и др. Экспериментально-расчетное обоснование производства г-источников кобальта-60 на реакторе БН-350 в сборках с гидридом циркония. Доклад на французко-советский семинар по исследованию нейтронно-физических характеристик и моделированию активных зон быстрых реакторов. Кадараш. 19Э0.

9. Звонарев A.B., Колосков Б.Й., МатЕеенко И.П., Хомяков B.C. и др. О возможности наработки радиоактивных изотопов в энергетических реакторах на быстрых нейтронах//Ядерная энергия в СССР: Проблемы и перспективы (экология, экономика, право): Тез. докл. 1-й Всесоюзной конференции Ядерного общества СССР, Обнинск, 26-29 июня 1990 г.

10. Звонарев A.B.' Колосков Б.В., Кочетков Л.А., Матвеенко И.П., Хомяков ß.C. и др. Производство изотопов в экранах быстрых реакторов. Доклад на конференцию ЯО РФ, Санкт-Петербург, сентябрь 1992.

П.Бобров С.Б..Звонарев A.B., Каграманян B.C., Колосков Б.В., Кочетков А.Л., Хомяков B.C. и др. Использование быстрых реакторов в СССР для производства изотопов и трансмутации актиноидов. Доклад на м/н конференцию по быстрым реакторам и их топливному циклу. Япония, Киото, 28.10-01.II.Г9Ч1.

Список литературы, на которую сделаны ссылки в автореферате.

л I. Клинов A.B., Мамелик A.B., Топоров Ю.Г. Исследовательские реакторы НИИАРа для наработки радионуклидов. // Атомная энергия,

т.6?, ВЦП. 3, 1989, с. 186-190.

л 2. Chesanov V.V. е.a. Radioactive preparations vdth high speslflc activity and gamma-sources on their base.// Book of Abstracts Third Annual Scientific Conference Nuclear Society International, Moscow, 14-18 September 1992, St. Peterburg.

л 3.. Черев атенко Г.А., Чистов Е.Д., Кодюков В.М.. Радионуоиднне источники в радиационной технике. М.: Энергоиздат, 1939. л 4. Каталог фирмы "Америам'7/ life sciences, 1992, 184. л 5. Старостов Б.И., Нефедов В.Н., Бойцов А.А. Спектры мгновенных

233 235 ''З 9

нейтронов деления U, U, Ри тепловыми нейтронам и спонтанного деления 252Cf в интервале энергий О.01-12 МэВ.//Вопросы атомной науки и техники.Сер. Ядерные константы. 1985. Выл.З.