автореферат диссертации по информатике, вычислительной технике и управлению, 05.13.16, диссертация на тему:Расчетное обоснование характеристик электроядерных установок и моделирование физических процессов в мишенях и бланкетах ЭЯУ

объединенный институт ядерных. исследований

ОД

На правах рукописи УДК 519.6 539.17

КОРОВИН

Юрий Александрович

РАСЧЕТНОЕ ОБОСНОВАНИЕ ХАРАКТЕРИСТИК ЭЛЕКТРОЯДЕРНЫХ УСТАНОВОК И МОДЕЛИРОВАНИЕ

ФИЗИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ В МИШЕНЯХ И БЛАНКЕТАХ ЭЯУ

(05.13.16 — Применение вычислительной техники, математического моделирования и математических методов в научных исследованиях)

Автореферат

диссертации на соискание ученой степени доктора физико-математических наук

ДУБНА - 1995

Работа выполнена в Обнинском институте атомной энергетики (ИАТЭ).

Официальные оппоненты:

доктор физико-математических наук, профессор ПУЗЫНИН И. В. доктор физико-математических наук, профессор КАЗАРНОВСКИЙ М. В. доктор физико-математических наук, профессор КИРСАНОВ В. В.

Ведущая организация: Институт теоретической и экспериментальной физики (ИТЭФ).

Защита диссертации состоится ¿¡-3 1995 г.

час^^» мин. на заседании диссертационного совета Д 047.01.04 при Лаборатории вычислительной техники и автоматизации Объединенного института ядерных исследований, г. Дубна Московской области.

С диссертацией ¡можно ознакомиться в библиотеке ОИЯИ. Автореферат разослан 1995 г.

Ученый секретарь диссертационного совета

3. М. Иванченко

ОБШАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность проблемы .

Имеющийся опыт и проводимые исследования показывают, что корректный прогноз развития энергетики (в том числе и ядерной) - задача исключительно интересная, но и трудная. Например, известно, что прогнозы масштабов развития ЯЭ США в 2000 г., выполненные в 1972 и 1980 гг., отличаются более чем в шесть раз.'

Изменение структуры энергетики, как и внедрение в нее новых технических решений крупного масштаба, максимально затруднено. От. начала разработки технической идеи (конструкции) до начала внедрения не менее 10 лет, строительство 5-10 лет, эксплуатация - 30-40 лет и более.

Согласно оценке экспертов МИРЭК к 2020 г. органическое топливо сможет удовлетворить только часть (50%) мировых энергопотребностёй будущего. Остальную половину энергопотребностей необходимо обеспечить за счет развития других источников энергии.

Последние результаты изучения потенциальных возможностей возобновляемых источников энергии' (вода, биогаз, древесина, солнечиа'я и геотермальная энергия, ветер и т.п.) показали, что суммарная их мощность может быть 1-2 ТВт год/год, а полные возможности этих источников, по-видимому, не превышают 6-8 ТВт год/год. Несмотря на значительность этих показателей, они не будут удовлетворять вероятным будущим потребностям в энергии, оцениваемым в 20-35ТВт год/год, поэтому обеспечение человечества энергией только за счет возобновляемых источников невозможно, несмотря на теоретическую неисчерпаемость последних. К сожалению, количественно вклад в энергетику возобновляемых источников энергии не может быть определен достаточно точно на современном уровне наших знаний, так как неопределенность стоимостных показателей соответствующих технологий слишком велика. Поэтому возможное значение возобновляемых источников энергии - открытый вопрос для более общих исследований. Решение энергетических проблем человечества возможно на основе развития ядерной энергетики.

Анализ отечественного и зарубежного опыта развития ЯЭ позволяет кратко сформулировать основные технико-экономические проблемы, возникшие на пути дальнейшего развития ЯЭ. При этом становится очевидной необходимость обязательного решения трех принципиальных проблем развития ЯЭ:

топливной, определяющей возможность широкомасштабного развития ЯЭ; проблемы безопасности АЭС и ЯЭ в целом ( с учетом ЯТЦ и проблемы распространения ядерного материала);

экологической проблемы (в том числе с учетом проблемы захоронения высохотокспч-ных топливных отходов).

Если решение топливной проблемы определяет принципиально возможные масштабы развития ЯЭ, то решение остальных задач определяет реализуемость этой потенциальной возможности в виде существенной части ТЭБ будущей энергетики. „

Нельзя не отметить чрезвычайно важную опасность современного этапа промышленного развития нашей цивилизации - концентрацию огромных энергетических мощностей, значительных количеств потенциально опасной энергии (химической, радиоактивной и т.д.) на фоне недостаточной организации, технологической дисциплины, ответственности и квалификации эксплуатационного персонала. Главная опасность не в развитии ядерной

энергетики, а в огромных по масштабам концентрациях энергоносителей и потенциально опасных производств, их чрезвычайная по прежним представлениям концентрация в руках специалистов.

Развитие ядерной энергетики, как и другие результаты промышленной деятельности человека, должно сопровождаться не только развитием техники безопасности (совокупности мероприятий, защищающих работника от его орудий труда)', но и промышленной безопасности (защита объектов техники от пагубных влияний, последствие некомпетентных действий эксплуатационного персонала).

Последняя проблема интенсивно и успешно решается в ядерной энергетике разработкой внутренне безопасных (inherently safe) ядерных реакторов, реакторов с пассивными системами безопасности: системы выходящих из любых аварийных ситуаций за счет внутренних свойств, без внешнего вмешательства.

Несмотря на разнообразие существующих точек зрения на дальнейшие пути развития ядерной энергетики (ЯЭ), можно считать общепринятым положение, что развитие ЯЭ достаточных масштабов и широкого спектра использования возможно только на основе развития бридерной программы.

Более чем за 40-летнюю историю развития атомной промышленности и энергетики разрабатывались и изучались разнообразные способы бридинга и устройства для наработки вторичного ядерного топлива:

- реакторы-размножители на быстрых нейтронах различного типа, в том числе с жидкометаллическим, газовым и паровым охлаждением;

- реакторы-размножители на тепловых нейтронах с использованием урана-233 и тория;

- электроядерные установки;

- гибридные термоядерные реакторы.

Достигнутый в последние годы прогресс ускорительной и реакторной техники побудил исследователей вновь вернуться к проблеме электроядерного бридинга.

Проведенные к настоящему времени экспериментальные и расчетные исследования привели к обнадеживающим результатам, на основе которых были составлены проекты крупных промышленных установок. В основе большинства рассматриваемых проектов лежит использование линейного ускорителя, обеспечивающего получение пучка протонов мощностью 300 МВт (ток 300 тА, энергия 1 ГэВ). В то же время значительный интерес продолжает проявляться к разработке электроядерных установок на основе ускорителей дейтронов. Показано, что при взаимодействии дейтерия и трития с тяжелыми ядрами выход нейтронов и энергии возрастает на 25% по сравнению с использованием протонов. Однако с ростом энергии частиц (более 2 ГэВ) эта разница снижается. Аналогичная ситуация наблюдается при ускорении и более тяжелых ядер. В принципе, электроядерную установку можно рассматривать как достаточно мощный источник вторичного ядерного горючего, использование которого в зависимости от стратегии развития ядерной энергии позволит

- 'либо обеспечить вторичным ядерным горючим, предпочтительно ураном-233, начальную загрузку и необходимую подпитку в процессе работы АЭС с энергетическими реакторами на тепловых нейтронах;

- либо обеспечить вторичным ядерным топливом, предпочтительно плутонием, строительство быстрых реакторов, которые в дальнейшем переходят на самообеспечение

(Т2 = 7 лет); одна »лектроядерная установка способна обеспечивать каждые 3-4 года начальную загрузку быстрого реактора электрической мощности 1500-2000 МВт;

- либо явиться источником ядерного горючего для "парка" АЭС с усовершенствованными тепловыми реакторами, например, солевыми типа МЗВЙ или высокотемпературными газографитными типа НТ(Ж.

С экономической точки зрения условия создания крупных энергокомплексов аналогичны условиям строительства эквивалентного количества рассредоточенных АЭС; даже при удорожании строительства ядерных энергокомплексов на 30%. Это объясняется тем, что дополнительные затраты на передачу энергии компенсируются экономическим эффектом концентрации мощности, экономией дефицитных водных и земельных рессур-сов, эффектом от сокращения числа строительных площадок и возможного сокращения сроков строительства АЭС.

Ядерные энергокомплексы, представляющие собой крупные территориально- производственные объединения, удаленные от густонаселенных районов, связанные с центрами энергопотребления в этих районах линиями энергопередач и содержащие на едино« площадке не только группу АЭС с суммарной установленной мощностью несколько десятков миллионов киловатт, но и предприятия внешнего топливного цикла, могут облегчить решение экономико-экологических проблем ядерной энергетики и способствовать повышению ее экономической эффективности. Включение в состав энергокомплекса электроядерных установок может сильно измени гь структуру ядерного центра.

Электроядерная установка может также рассматриваться как:

- производитель радиоактивных изотоп.

- сжигатель или переработчик долгожив^ 1цих радиоактивных изотопов в короткожи-вущие или стабильные; ' •

- генератор тепловых нейтронов с плотностями потока примерно на порядок выше, чем в самых современных высокопоточных реакторах, т.е. более Ю16^^—. Такие потоки нейтронов позволяют надеяться на эффективное получение значительных количеств трансурановых элементов.

Существенным доводом в пользу электроядерного бридинга является принципиальная ядерная безопасность подкритического бланкета и возможность решения проблемы предотвращения хищения ядерного топлива при сгорании вторичного ядерного топлива без выделения в явном виде делящихся материалов.

Осознавая различный уровень практической реализации ядерно-энергетических установок и экономическую ситуацию в нашей стране, понятно, что решение энергетических проблем возможно сегодня только на базе водоводяных (типа ВВЭР-1000) и быстрых (типа БН с натриевым теплоносителем) реакторов, но будет непростительной ошибкой прекращение поддержки работ по продолжению исследований установок с жестким нейтронным спектром: электроядерных установок (ЭЯУ), гибридных термоядерных реакторов (ГТЯР), мезокаталитических гибридных реакторов (МКГР), которые в XXI в. возможно найдут свою "нишу" при решении большинства вопросов по созданию экологически чистой, экономически приемлемой и безопасной ядерной энергетики.

Цель и задачи исследования

Целью диссертационной работы является создание и развитие математических моделей для описания установок с жестким нейтронным спектром (ЭЯУ, МКГР, ГТЯР).

Задачи исследования формулируются следующим образом.

1. Построить математическую модель установившегося и переходного периодов развития ЯЭ и на основе анализа экономических и ядерно-физических характеристик ЭЯУ определить возможное их место в ЯЭ XXI в.

2. Построить и исследовать модель ЭЯУ на основе накопителя дейтронов. Изучить различные (газовые, жидкие и твердые) мишени и возможность газодинамического "запирания" окна мишени без использования разделяющей стенки.

3. Провести сравнительный анализ возможностей МКГР в урановом и ториевом топливных циклах и определить возможности включения МКГР в структуру ЯЭ, получив ядерно-физические характеристики Ълектроядерного канала с урановым и ториевым топливом.

4. Создать расчетную модель для вычисления сечений смещения и развить модели ядерных реакций при энергиях выше 10 МэВ.

5. Разработать комплексы программ, позволяющих вычислять сечения и сечения смещения для ядерных реакций при высоких энергиях, рассчитывать изотопный состав и активность материалов, облучаемых частицами произвольного спектра.

6. На основе разработанных программных комплексов создать библиотеки для исследования радиационной повреждаемости, активации и трансмутацйи материалов, облучаемых частицами высоких энергий.

Научная новизна

1. Созданные при участии автора математические модели переходного и установившегося этапов развития ЯЭ позволили сравнить разрабатываемые ЭЯУ и определить условия, при которых они могут вписываться в оптимальную структуру ЯЭ. .

2. Показана возможность получения в рассмотренной дейтронной установке плотностей нейтронных потоков до 1016 ~ ..Дано обоснование газодинамического "запирания" окна для ввода пучка дейтронов в мишень, позволяющее отказаться от стенки, отделяющей вакуумную камеру ускорителя от камеры мишени.

3. Исходя из анализа результатов расчета электроядерпого бланкета и бланкета_син-тезатора, было определено, что при достижимом на сегодня числе актов синтеза, инициированных одним мюоном (X = 150 ± 24), использование МКРР в ториевом цикле неэффективно по сравнению с урановым. Однако возможна организация совместного уран-ториевого цикла МКГР, в котором урановый бланкет синтезатора покрывает энергоза траты на производство мюонов, а электроядерный ториевый бланкет ориентируется на производство U.

I. РафаГнпанныс комплексы iipoipaxtM DIDACS п SNT noiBo.iii.iii впервые для ряда кош i рукцнонных магериалов вычислип. нук.юнные сечения смещения, немтрон-mi.Ii' сечения образования и\шя. водорода. до.и оаивупш.х ралпоак i пвных i по ioiiob в области энергий oí 10 МэВ до 10 ГэВ. Ра)вшпс нового подхода к расчету пред-равновесных спектров составных чаггпц. образующихся в ядерных реакциях, основанного на гибридной экснтонноп п коалссцентной моделях, позволило вычислить спектры о частиц в реакциях под действием нейтронов н проюнов. получить полуэмпирические формулы для pacneia выхода тритонов, 3Я( и о частиц в нейтронных и протонных реакциях на стабильных и нестабильных ядрах с атомным номером 'А = 6 -г- 83. ^

•5. Созданы библиотеки: БИС'ЕРМ (ЬИблиотека СКчений для Радиационного Материаловедения), содержащая полученные нейтронные и нроюнные сечения для расчета повреждающей дозы (сечения смещения), сечения образования водорода и гелия для 190 изотопов от Л/ до B¡. Библиотека включает информацию об указанных сечениях от 10 до 1000 МэВ. MENDL (Medium Knergy Nuclear Data Library) содержит расчитанные и оцененные ( с учетом экспериментальных данных) сечения реакций, протекающих при энергиях от 1 до 100 МэВ для 497 стабильных и нестабильных ' ядер с периодом полураспада 1 сутки и атомным номером от 13 до 83. WIND (Waste Incineration Nuclear Data) содержит сечения нейтронных и протонных реакций (л. тп ур ;а); (р. хге ур :о) и сечения деления для изотопов урана, нептуния, плутония при энергиях до 100 МэВ.

Научная и практическая ценность

1. Обоснованный способ газодинамического "запирания" окна мишени позволяет, с одной стороны, увеличить эффективность нейтронного генератора за счет устранения необходимости его регулярной остановки при заменах стенки, отделяющей вакуумную камеру ускорителя от мишени, с другой стороны, при отсутствии такой стенки значительно снизить энергозатраты на откачку газа из вакуумной камеры.

2. Разработанный расчетный метод, реализованный в виде комплексов ЭВМ - программ, может использоваться при решении важных для науки и практики задач по определению скоростей накопления повреждающей дозы, скоростей образования продуктов взаимодействия бомбардирующих частиц с ядрами при энергии » 10 МэВ. Вычисленные сечения необходимы для постановки и проведения имитационных экспериментов, для оценки мощности дозы, скоростей образования долгожи-вущих радиоактивных изотопов в конструкционных материалах.

3. Созданные библиотеки необходимы при исследовании установок, способных решить проблему экологически приемлемого, безопасного, экономичного топливного цикла.

Апробация работы

Результаты диссертации представлены в докладах на всесоюзных и международных

•шозиумах. конференциях и семинарах, в т.ч. на конференциях ЯО (С.-Петербург,

s

Н.Новгород),соминарах по физике и расчету peak 1 оров (МИФИ. (")И. ИТЭФ), конференциях по системным исследованиям (СЭИ. ИЯ ) АН БССР, ИАТ')). международных конференциях C'-R meeting HFR(('hengcIy. China), ICE.NES'91 (Monterey. lTSA), IC'KXES"!).! (Makuhary. Japan). GLOBAL 93 (Seattle, 1'SA), ADTT (Las Vegas, USA). NDT (Gatlinburg, I'SA), GENES/TIT (Susono. Japan): опубликованы в отечественных (25). зарубежных (15) журналах, 5 авторских изобретениях и 36 отчетах, сборниках докладов всесоюзных семинаров (16),трудах кафедры общей и специальной физики (22), тезисах российских (5) и международных (12) конференций, докладах и трудах международных конференций (6).

Основное содержание диссертации опубликойано в работах, список которых приводит-я в конце автореферата, по теме данной работы защищено 5 кандидатских диссертаций под научным руководством соискателя.

Объем и структура диссертации

Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения и списка литературы. Диссертация содержит .... машинописного текста и ..... рисунков. Библиография включает

..... наименований.

Содержание диссертации

Во введении рассмотрена ситуация с развитием топливно-зкономического комплекса (ТЭК) в нашей стране и необходимость создания в XXI в. экологически чистой, экономически приемлемой и безопасной ядерной энергетики.

В первой главе диссертации изложена методика анализа многокомпонентной мнепа-продуктовой модели ЯЭ. ...

Основным инструментом исследования перспективных ЯЭУ в различных системах энергетики является математическое моделирование.

Математические модели, реализованные в виде программных комплексов, разрабо-' 'тайных в лаборатории "Пуск"; "DIPLOM" (совместно с МИФИ и ФЭИ), "SMAENG" (совместно с ФЭИ), "GENESIS", позволяют исследовать как модели развивающейся системы ядерной энергетики, так и установившийся период, характеризующийся постоянным темпом ввода ЯЭУ.

Установившийся период развития ЯЭ характеризуется в первую очередь постоянством структуры энергетики, что означает постоянство во времени доли энергетической продукции, производимой реакторами одного типа. Кроме того, в ЯЭ будущего не должны накапливаться высокоактивные изотопы топлива и отходы ядерного топливного цикла, т.е. должна быть заложена экологическая приемлемость ядерной энергетики.

Для сравнения различных вариантов развития ЯЭ вводится фукнкционал, характе-- ризующий величину текущих затрат на систему ЯЭ в целом в момент времени t:

F(t):

¿Kri«m+m±i3)+Ji

. dNj(t — T") dt

+ u™'*N{(t)+

UiTG.At + T-") + C'j'MGij(t - T,j - 75"),

(1)

где К*"", l\f'M - затраты на строительство установок г и демонтаж ее по истечении срока службы (Тга);

а"" - текущие затраты на эксплуатацию и ремонт установок типа г;

С"', С"" - стоимость изготовления и химической переработки топлива с учетом его транспортировки и захоронения отходов;

G,j(<) - количество тяжелых ядер (смесь 23gU и 23iTk с 239Ри и 2:а(' , ,1m, Ур, Cm) во всех кассетах j-типа для установок типа i в момент времени t (установки могут быть многоэонными);

T,j - время пребывания топлива в зоне j-типа;

Т"м - длительность химической переработки топлива, выгружаемого из зоны j-ой установки типа г;

Т"' - интервал времени от начала изготовления TBC до момента загрузки в зону ¿;

I - общее количество типов энергетических установок в системе ЯЭ;

J - количество зон в установке.

Задача нахождения структуры ЯЭ заключается в нахождении минимума функционала. Если предполагать, что на установившемся этапе развития темп роста мощности ЯЭ меняется достаточно плавно, приняв

Ni{i) = JV10 (2)

где Лг,0 - количество установок типа i на начало прогнозирования, з - темп роста мощности ЯЭ, то функционал (1) записывается в виде

= (з)

i=i

где

-+u>„ [л'""(1 + f-j-r")+ + К?'ме~""т"] + и?". Обобщенный показатель

= Ь, fora-*)- '

j=i .

где ■г"" - обогащение топлива (™Рн, 233[г, трансактиниды в свежих TBC), х'°" - конечное обогащение топлива (239Рп, 2ЯЗи, трансактиниды в выгружаемых TBC), г - доля топлива, теряемого в процессе переработки, характеризующий наработку избыточного топлива за год в реакторе типа i с обобщенным показателем С,(позволяют сводить решения уравнений к задаче линейного программирования с незначительным числом ограничений и выбирать из имеющегося множества те, которые обеспечили бы выполнение задаваемых масштабов производства различных видов энергетической продукции при минимальных затратах на систему ЯЭ в целом.

Для решения задачи при функционале (1) был выбран симплекс- метод, представляющий собой итеративную процедуру решения задач линейного программирования представленного в стандартной форме. Условие оптимальности, используемое в вычислительной схеме симплекс-Метода, состоит в том, что, если в задаче минимизации все небазисные переменные в уравнении для целевой функции - неположительные коэффициенты, полученное пробное решение является оптимальным. Созданный комплекс "SMAENG" включает, как программу для решения сформулированной задачи линейного программирования, так и программы для вычисления обобщенных переменных R,{uit3) и С((и)„), анализа полученных решений, оформления полученных результатов и банк по ядерным энергетическим установкам. Банк позволяет манипулировать исходными данными (редактировать, удалять, добавлять). К достоинству модифицированного комплекса можно отнести компактность,быстродействие, удобство ввода исход ной информации и получение развернутой информации в виде таблиц о характере полученного решения.

В качестве примера рассмотрен один из вариантов расчета при исследовании модели энергетической системы, состоящей из легководных реакторов и быстрых реакторов на плутониевом топливе.

Математическая модель является лишь некоторым приближением, описывающим реальные процессы (что предполагает неполный и неточный учет реальных факторов). Представляет интерес информация о проведении системы при корректировке ее параметров. Такую информацию дает исследование модели на устойчивость.

Так как структура системы не меняется с ростом объемом в производимой электроэнергии, приведенные затраты на систему в целом увеличиваются прямо пропорционально росту и>. Системные "цены" на электроэнергию и Ри остаются постоянными. Очевидно, что этот факт также является следствием неизменности структуры системы, т.к. "цены" характеризуют скорость изменения функционала к производству дополнительного количества соответствующего вида продукйии, а в нашем случае функционал и объемы выпускаемой продукции изменяются с одинаковым коэффициентом пропорциональности. Решение меняется при нарушении нулевого топливного баланса, т.е. в том случае, когда система начинает потреблять некоторое количество ядерного горючего из внешнего источника или нарабатывать Ри, не используемый внутри системы.

Оптимальное решение может изменяться, если из каких-либо соображений будут внесены поправки в параметры одного из реакторов. Суммарной характеристикой конкурентоспособности ЯЭУ является доход.

По программе "SMAENG" проводилось сравнение различных энергетических установок и выжигателей радиоактивных отходов на установившемся периоде развития.

Для сжигания трансурановых элементов в расчетах рассматривались установки-выжигатели, параметры которых приводятся в табл.1.

В таблице использованы следующие сокращения: W - производимая или потребляемая мощность установки, r(Pu), g(Pu) - нарабатываемое и потребляемое количество Pu, g(TRU) - сжигаемое количество трансурановых элементов (Am, Np, Cm), название установок LLAE, LLAT, LLATE - различные варианты установки-выжигателя на основе протонного ускорителя (проект1 Лос-Алапосской лаборатории), LPHTE - проект Брук-хейвенской лабаратории на основе протонного ускорителя PHOENIX, LJAET - проек i установки OMEGA (JAERY), LMFBR - выжигатель на основе быстрого реактора. М ABR, P-ABR - специализированные быстрые реакторы-выжигатели из проекта OMEGA.

I аО.мща I.

Ilapa.mci|)ы bij/miiauurii lpaiu урановых >. пличном iia основе'проюнных ускорп ii\icfi.

Упаповка w r(pu) к ii'") К |жг)

мнк>) Kl /юл кг/юд KI/юл

1Л,Л К •400 0 •500 0

1,1,. vi' -OSO 0 0 и;

llati: 2S8 0 SIT 77

lphtk S.-)0 1550 0 2600

lciaik 0 2600 0 100

i.mfbr 1010 0 15!)(l №

м ahr 400 0 102 216

p-abr 180 0 119 ' 232

Для модели Я'), в которой в качепве показа геля, харак ¡еризующего эффективное! ь рагсма гриваемого вариан га ЯЭ. приняты суммарные капитальные вложения, отнесенные на киловатт в системе Я') проанализированы коэффициенты «к. ар. ап. характеризующие "ценность" изменений соответствующих параметров ТР. БР и ')ЯУ (стоимостных, воспроизводства, к.п.д. и коэффициентов нагрузки), т.е. чувствительность капитальных затрат в системе Я') к изменению параметров энергетических установок.

IIa рис.1 показана зависимость коэффициентов чувствительности ац% «,, и а . для TP, БР и ')ЯУ от г

Программный комплекс SMAENCJ был также использован для рассмотрения возможности создания оптимальной структуры ядерных центров, в основе которых лежит совместное размещение на одной площадке с А'ЗС производства по переработке с использованием неводных методов отработавших и изготовлению из вторичного топлива свежих TBC.

Мощность ядерного центра принималась равной 5 ГВт(э). Оптимальная структура такого центра приведена в табл. 2 (в скобках указан процент от общей энерговыработки на установках данного типа).

Таблица 2.

Оптимальная структура ядерного центра

Темп роста мощности Соотношения затрат Суск/Сбр=0.67 на ускоритель С'уск/Сбр=1 и мишень-бланкет Суск/Сбр=1.5

и;= 0.01 LWR - 4.3 (80) LJAET-0.6 (0) M-ABR-2.3 (20) LWR - 2.7 (52) FBR - 2.3 (43) M-ABR-0.5 (5) LWR - 2.7 (52) FBR-2.3 (43) M-ABR-0.5 (5)

а; = 0.03 LWR - 4.5 (89) LJAET-0.75(0) P-ABR-1.35(11) LWR - 1.8 (35) FBR - 3.2 (62) P-ABR-0.35(3) LWR - 1.8 (35) FBR - 3.2 (62) P-ABR-0.35(3)

и) = 0.05 LWR - 1.9 (97) . LJAET-0.9 (0) P-ABR-0.4 (3) LWR - 4.9 (97) LJAET-0.9 (0) P-ABR-0.4 (3) LWR-0.75(15) FBR - 4.35(83) P-ABR-0.15(2)

Из табл.2 видно, что наиболее выгодной из установок на основе протонного ускорителя является установка LJAfТ. При С*«ш/Суск = 0.67 эта установка вытесняет FBR при всех ш. Это уточняет сделанный раннее вывод, что установка с нулевым балансом по электроэнергии не может входить в состав ЯЭ. В данном случае это связано с условием ненакопления трансурановых элементов.

Вопрос о выборе модели наилучшей стратегии переходного периода решался с помощью разработанных комплексов "DIPLOM" и "GENESIS".

При рассмотрении модели ЯЭ и ее топливного цикла в переходный период ЯЭ в комплексе "DIPLOM" были сделаны следующие предположения:

- запасы U ограничены, стоимость U зависит от категории источника урановой руды;

- рост электрической мощности ЯЭ происходит по заданному закону;

- весь период прогнозирования разделен на два интервала: от начета прогнозирования до исчерпания запасов Ри, введенного в систему в начале прогнозирования, и от момента исчерпания запасов Ри до конца переходного периода, когда мощности реакторов на U не вводятся.

' Отдельно рассматривались два периода прогнозирования:

1. [Т.,Т.];

2. [ Тс, где Т„ - начало прогнозирования, Т„ - момент исчерпания запасов Ри, 7'к - конец переходного периода (в этот момент Ц7(У'К) = 0). Сравнивались различные сценарии развития ЯЭ по функционалу приведенных затрат за весь период прогнозирования. Минимум функционала за весь прогнозируемый период находился методом последовательной линеаризации, в алгоритме которого важное место занимал расчет векторов эффективностей управлений к функционалам.

При сравнении сценариев развития ЯЭ

- сохранялась современная структура ЯЭ;

- предусматривалась возможность изменения требований к установкам на протяжении срока их службы;

- требовалось, чтобы в конце переходного периода ЯЭ соответствовала структуре ЯЭ в установившемся периоде развития.

Для таких же ядерно-энергетических и экономических характеристик рассматриваемых установок расчеты по программе "DIPLOM" сравнивались с расчетами по программе "КОРНЕР". 1 Динамика роста мощности ЯЭ, полученная по упомянутым программам, качественно совпадает. Количественное различие связано с различным учетом стоимости топлива в ядерном топливном цикле.

Невозможность сравнения нескольких видов установок с одним типом топлива, необходимость рассмотрения предыстории развития ЯЭ (учет наработки вторичного топлива и отходов реакторов, находящихся в эксплуатации с 60-70 годов), желание провести оценку решения проблемы утилизации нарабатываемого на АЭС и оружейного Ри и исследовать возможности применения в ядерном топливном цикле различных выжигателей радиоактивных отходов привели к созданию программы GENESIS. Программа GENESIS реализует условно динамическую модель поэтапной оптимизации. Решение системы уравнений проводилось последовательно для каждого этапа с передачей информации о вводе

'Елагин Ю.П. Изв.АН БССР. Сер.фиэ.-энерг. наук 1982, N. 4, с.47-51.

объектов в оптимальный план от блока предыдущего года в блок последующего при этом учитывается вся предыстория развития ЯЭ и АЭС.

Рост мощностей ЯЭ задавался исходя из экспертных оценок. Изложенная модель дает возможность описывать ЯЭ с произвольным ростом мощности, выбор длительности расчетного интервала позволяет приблизить модель к реальной ситуации. Модель предполагает возможность развития ЯЭ на U-Pu и Th топливных циклах.

Вторая глава посвящена описанию электроядерной установки на основе накопителя дейтронов.

В работах Адо Ю.М. с соавторами было предложено резко повысить эффективность генерации нейтронов, исключив остановку зскоренных дейтронов в мишени. С этой целью мишень на выходе линейного ускорителя, предназначенная для однократного прохождения дейтронов, заменяется устройством, представляющим собой кольцевой накопитель дейтронов с внутренней мишенью. В накопителе обеспечиваются условия для многократного прохождения мишени накопленным пучком дейтронов с примерно постоянной энергией. Ионизационные потери компенсируются высокочастотным электрическим полем по аналогии с компенсацией радиационных потерь энергии в электронных накопителях. В такой установке дейтрон пересекает мишень столько раз,сколько необходимо для его развала. Генерация нейтронов на внутренней мишени накопителя требует меньшей затраты энергии на производство заданного числа нейтронов, чем при прямом облучении дейтронами "толстой" мишени. Это связано с т.-м, что в накопителе ионизационные потери энергии происходят при максимальной энер ии дейтронов. В то же время в "толстой" мишени энергия дейтронов падает до нуля и ионизационные потери энергии происходят, в среднем, при энергии дейтронов, значител э меньшей, чем начальная.

Использование малонуклонных реакций для получения интенсивных потоков нейтронов с энергией порядка нескольких десятков мегаэлектронвольт обусловлено достаточно высоким значением сечения выхода нейтронов в сочетании с невысокими ионизационными потерями первичного пучка ионов вследствие использования в качестве мишени элементов с малым /.

Для описания характеристик нейтронных источников необходимы угловые и энергетические распределения нейтронов в основных и конкурирующих ядерных реакциях. В рассматриваемой области энергий дейтрона Ed = 30-100 МэВ основным каналом реакции является развал дейтрона: </ + Л—* п-\- р+ А, причем образующиеся в этой реакции нейтроны характеризуются непрерывным энергетическим спектром Emin < Еп < Emar, где минимальная Етт и максимальная Еш„х энергия нейтрона определяются из кинематических соображений. При фиксированном угле вылета нейтрона на энергетическое распределение реакции развала difjE (Етт(в) < Еп < Етах(6)) накладывается моноэнергетическое распределение нейтронов, образующихся в реакции срыва с небольшим по сравнению с реакцией развала сечением. Были проанализированы возможности использования других малонуклонных реакций для получения интенсивных источников нейтронов.

Схема интенсивного нейтронного генератора на основе накопителя дейтронов с внутренней мишенью показана на рис.2.

Инжекция дейтронов в накопитель - перезарядная.'Отрицательные ноны дейтерия D~ - ионизируются в мишени п непрерывно заполняют один и тот же фазовый объем накопителя. П~ - на начальной стадии при низкой энергии ускоряются линейной

секцией с высокочастотной квадрупольной фокусировкой, а затем, например, линейным ускорителем с дрейфовыми трубками и магнитными квадруполями.

Магнитная структура накопителя состоит из двух поворотных магнитов с азимутальио-однородным магнитным полем и двух прямолинейных промежутков, в которых размещены квадрупольные магнитные линзы, обеспечивающие наименьшую огибающую пучка частиц в горизонтальной' и вертикальной плоскости посередине промежутков. В одном из промежутков в этом месте помещаются нейтронообразующая мишень и сырье для облучения.в другом находятся высокочастотные резонаторы для компенсации ионизационных потерь энергии в мишени. Размещением мишени-в месте, где амплитудные функции имеют минимум, удается существенно снизить темп роста размеров пучка за счет кулоновского рассеяния в ней дейтронов.

Поперечный размер вакуумной камеры выбирается исходя из допустимых потерь накопленных дейтронов на стенках, возникающих за счет много- и однократного кулоновского рассеяния дейтронов в мишени: при расчете потерь учитывался развал дейтронов, сопровождающийся выходом нейтронов.

Вертикальный размер пучка определяется только многократным рассеянием дейтронов в мишени. Полный выход нейтронов из мишени определяется накопленным током дейтронов, толщиной мишени и сечением ядерных взаимодействий.

Ф„ = \.Ъ—ар, (4)

Я

где 9 = 1,6 • 10"19 кулона заряд дейтрона. Фактор 1.5 учитывает вклад в нейтронный поток нейтронов из ядер мишени.

Ограничение на произведение /„ • р возникает по допустимому нагреву от ионизационных потерь энергии в мишени, Отвод тепла является сложной технической проблемой. Речь идет 6 мощностях порядка нескольких десятков МВт. Предложено несколько вариантов конструкции мишени. Однако во всех случаях мишень должна быть движущаяся, чтобр избежать ее разрушения под пучком дейтронов. Проанализированы твердые ( угле-родная.бериллевая) и газовая ( дейтериевая) мишени.

Наиболее известные конструкции газовых мишеней имеют механические окна, отделяющие рабочую среду от вакуума ускорителя. Окна выполняются, как правило, в виде стальной задвижки (фольги), подверженной интенсивному облучению заряженных час гиц, поэтому т ребуется регулярная замена окна через несколько часов или суток работы в зависимости от величины тока пучка, энергии и вида налетающих заряженных частиц, а также режима работы установки.В известных конструкциях мишеней без механических окон требуются большие.затраты мощности на ог качку газа из ускорителя.

')ту трудность можно значительно уменьшить, если использовать газодинамический способ "запирания" окна с помощью сверхзвукового потока из недорасширенного сопла Лаваля с центральным телом.

Суть газодинамического "запирания" состоит в том. чтобы без перегородки не допустить проникновения молекул газа мишени в линию ускорителя . Что доспи апся формированием в области окна ускорителя определенного сверхзвукового потока, параметры которого зависят от 1еометрии сопла, рода газа, давления в .мишени ускоршеля и давления торможения на входе.

При организации течения в окрестности окна мишени предлагается осуществлять торцевой подвод газа с обоих концов цилиндрической камеры мишени через недорасши-ренное сопло Лаваля с центральным телом. При этом достигается не только эффективное охлаждение подводимого газа в расширяющемся сверхзвуковом потоке, как это происходит в обычных соплах Лаваля, но что самое главное и "запирание" окна мишени, т.е. отделение зоны пониженного давления в камере мишени. Такое "запирание" возможно только при определенных условиях организации течения газа и соответствующей ему геометрии сопла.

В результате проведенного расчета для сопла рассчитанного для числа Маха на выходной кромке М = 5, показано, что при использовании газодинамического "запирания" окна мишени доля утечки газа в линию ускорителя составит приблизительно 1,5% от общего расхода газа через сопло, что находится в соответствии с опытными данными и значительно меньше величин утечки в конструкциях, работающих без "запирания" окна. Полученный результат обосновывает возможность значительного уменьшения затрат мощности на откачку газа из линии ускорителя.

Тепловая схема установки включает в качестве обязательного оборудования систему многоступенчатых компрессоров для сжатия охлажденного газа. Последнее необходимо для повторного его ввода в мишень и зону реакции. По такой схеме предлагается его циркуляция в контуре. Параметры циркулирующего газа перед и за перечисленными элементами оборудования будут определяться его физическими характеристиками, расходом. условиями расширения в сверхзвуковом потоке, сопротивлением теплообменника, параметрами выбранных газодувки и. компрессоров. К недостаткам использования газа в качестве рабочего тела относится увеличение мощности на перекачивание., газа и большие объемы газового контура, Например, для современных АЭС с газовые теплоносителем расход мощности на циркуляцию газа в первом контуре составляет 6-10% от общей мощности АЭС, в го время как для АЭС с водным теплоносителем 2-4% .

Третья глава посвящена мезокаталитическому гибридному реактору с топливом на основе урана и тория.

В 1980 г. в рамках рассмотрения проблем энергозатрат на осуществление синтеза, катализированного мюонами, было впервые показано, что использование образующихся при этом нейтронов в размножающем бланке те для наработки вторичного ядерного горючего с последующим его выжиганием в тепловых реакторах позволяет существенно превысить энергозатраты на производство мюонов. На этой основе Петровым Ю.В. была предложена первая концепция МКГР , объединяющая три ядерных технологии: ускорительную (образование тг-мезонов посредством высокоэнергетического ядро-ядерного взаимодействия), технологию синтеза(катализ реакции синтеза мюонами, образовавшимися в результате распада ж~ - мезонов) и реакторнукУтехнологию.

Эффективность пионообразования, т.е. выход отрицательных х"-мезонов на один первичный дейтрон можно определить, воспользовавшись систематизацией результатов расчетов. выполненных различными группами. Оказывается, что затраты энергии на получение одного отрицательного пиона, рассчитанные по разным моделям, находятся в интервале 5,7 Ч- 6,2 ГэВ/г-. Это означает, что на один первичный дейтрон в пионообра-зующей мишени МКГР рождается в среднем 0,3 тг -мезонов.

Эффективность конверсии 5г~-мезонов в -мезоны, останавливаемых в «И-смеси, характеризуется величиной = 0.6 -г 0.8

Выполненные в Лос-Аламосе эксперименты, проведенные при высокой плотности и низкой температуре дали 150 ± 24 актов синтеза на один мюон.

Экспериментальные данные разных групп по вероятностям прилипания и стряхивания мюонов несколько не согласуются между собой и с теоретическими расчетами [112,113]. Были проведены расчеты вероятностей прилипания и стряхивания мюонов в мезоатоме Не при его торможении в D-T смеси, исследовалась роль различных столк-новительных процессов, при торможении. С точки зрения определения эффективности наработки вторичного ядерного горючего в бланкете МКТР, важное значение имеет детальное исследование спектра нейтронов на входе в бланкет.

В качестве расчетной была выбрана модель синтезатора, представляющего собой цилиндр или усеченный конус со средним радиусом Л = 10 см и длиной 20-30 м , заполненный дейтериево-тритиевой смесью обьемом V ~ 0.6 м3 при плотности Af = 2.4 • 10й см-3 и концентрацией трития С( ~ 0.3, оптимальной для катализа.

Для исходной информации о сечениях взаимодействия нейтронов с изотопами водорода использовались файлы оцененных нейтронных данных ENDF-B/IV, ENDL-2, БНАБ-78, а также данные некоторых экспериментальных работ последних лет. При расчетах учитывались следующие процессы:

1. Упругое рассеяние на ядрах дейтерия и трития.

2. Реакция (n, In) на дейтерии и тритии. Из-за малой величины интегральных сечений не принимались во внимание реакции радиационного захвата нейтронов дейтерием и тритием и реакции (п,3п) на тритии.

Нами были выполнены расчеты основных процессов, происходящих при взаимодействии вторичных частиц (дейтронов, протонов и нейтронов) с веществом разных вариантов бланкета МКГР и вычислен вклад электроядерного канала в энергетический баланс МКГР.

Моделируя процессы в бланкете МКГР по средним энергиям вторичных частиц, мы получим достоверные интегральные характеристики их взаимодействий в бланкете.

Дальнейшее развитие изложенная методика расчета бланкета МКГР на основе данных о средних энергиях и множественности вторичных частиц,вылетающих из пионобразую-щей мишенй получила при расчете мезокаталитического реактора с ториевым топливом и литиевым теплоносителем.

В силу сложности экспериментального изучения ядерно-физических характеристик электроядерных установок основным инструментом исследования являются расчетные программы, моделирующие развитие внутри- и межъядерных каскадных процессов.

Необходимым условием возможности их использования является тестировка на немногочисленных известных экспериментах и сравнение результатов, получаемых с использованием различных программ. В рамках решения этой задачи были проведены расчеты протяженной цилиндрической мищени ( диаметр 120 см, длина 100 см ) из металлического тория, облучаемой протонами с энергией 1 и 2 ГэВ. Результаты расчета в сравнении с характеристиками, полученными по программе HAMLET, представлены в табл.3.

Таблица 3

Результаты расчета нейгррнно-физических характеристик торцевой мишени (120x100см), облучаемой протонами (нормировка на один первичный протон)

ХАРАКТЕРИСТИКА 1 ГэВ НАМЬЕТ 1 ГэВ КАСКАД 2 ГэВ НАМЬЕТ 2 ГэВ КАСКАД

Захват нейтронов 38.76 41.20 76.35 79.3

Утечка нейтронов за пределы мишени 10.92 9.86 22.87 18.5

Число делений на ста- . дии нуклон-мезонного каскада (НМК) 3.94 4.04 7.76 7.62

Число нейтронов с энергией Е„ < 10.5 МэВ, сгенерированных на стадии НМК 45.24 45.63 90.48 89.24

Энерговыделение ГэВ за счет: - ионизации 0.49 0.79

- делений Е„ > 10.5МэВ - 0.63 - 1.27

- делений Е„ < 10.5 МэВ - 0.24 - 0.49

- полное 1.5 1.37 2.85 2.56

Результаты моделирования экспериментальной ториевой сборки (диаметр 18.28 см, длина 36.31 см), бомбардируемой протонами с энергией 800 МэВ приведены в табл.4.

Таблица 4

Результаты расчета экспериментальной ториевой сборки

ХАРАКТЕРИСТИКА ЭКСПЕРИМЕНТ РАСЧЕТ

Число наработанных ядер и - 233 1.25 1.30

Число делений ТЬ - 232 1.56 1.62

Статистическая погрешность полученных результатов не превышает 10%. С учетом того, что энергия синтеза Еа составляет 17,6 МэВ, выход тепловой энергии синтеза, инициируемого одним' отрицательным мюоном, равен 3 ГэВ. Затраты тепловой энергии на

получение самого ^-мезона с учетом к.п.д. преобразования тепловой энергии в электрическую, равного >;в=0,35, составляют

2Г„ . „ ГзВ

ем- =---= 52,6 --5

>№№г-¥>. Г

Таким образом, дефицит тепловой энергии составляет 50 ГэВ. Покрытие этого дефицита возможно, если использовать нейтроны синтеза (Еп = 14,1 МэВ) для деления сырьевого изотопа (2381/) и наработки плутония с последующим его использованием в тепловых реакторах. Дополнительный вклад энергии можно получить,если использовать 70% энергии пучка, уносимые после пионообразукяцей мишени МКГР вторичными частицами (дей-тронами,аротонами и нейтронами высоких энергий), т.е. электроядерный канал.

Учет вклада нейтронов синтеза и нарабатываемого ими плутония, выгорающепГв" тепловых реакторах, в энергетический баланс МКГР выполнен в работах Ю.В.Петрова. Расчеты Ю.В.Петрова показали, что наработка плутония и число делений в бланкете из естественного урана в расчете на один акт синтеза составляют соответственно { = 2,7 ял./синтез и ¿{ = 0,86 делений/синтез. С учетом того, что выгорание одного ядра плутония в активной зоне теплового реактора ( с учетом наработки плутония) дает ф = 1,7 делений на ядро Ри, оказывается, что нейтроны синтеза, инициируемые одним отрицательным ионом, позволяют получить в системе, состоящей из МКГР и 4 тепловых реакторов той же мощности, 170 ГэВ тепловой энергии и покрыть энергетический дефицит мюонного катализа. Электроядерный канал, включающий в себя тепловыделение и наработку плутония в бланкете МКГР за счет реакций, инициируемых вторичными частицами высоких энергий (дейтронами, протонами, и нейтронами), образующимися после прохождения пучков первичных дейтронов пионообразухмдей мишени МКГР, позволяет дополнительно улучшить энергетический баланс МКГР.

В завершении данной главы рассмотрены вопросы влияния высокоэнергетических частиц на конструкционные материалы МКГР.

Основные повреждения материалов создаются потоком вторичных нуклонов из мишени ( соотношение между относительным количеством протонов и нейтронов ~0.4-0.8), поскольку их множественность превышает множественность -мезонов примерно в 5 раз, кроме того протонные сечения смещения а'1 (для упругого канала) превышают в 6-10 раз величины для г-мезонов в диапазоне энергий 1-500 МэВ.

При расчете повреждающей дозы нормированные на полный поток спектры нуклонов и усредненные по площади мишени служили для вычисления дифференциальной цо энергии плотности потока частиц, распространяющихся в данном направлении, и суммарной по направлениям плотности потока для рассматриваемой точки пространства. Расчет повреждающей дозы для протонов и нейтронов осуществлялся отдельно.

Полученные результаты свидетельствуют о значительных радиационных нагрузках, испытываемых материалами МКГР.

В четвертой главе описаны модели для расчета сечений смещения и ядерных реакций при энергиях больше 10 МэВ.

Выбор той или иной модели ядерных реакций не должен создавать значительных вычислительных трудностей (в 2ш-дифференциальные сечения реакции и Т(Е,П)) и должен обеспечивать заданную точность для получаемых сечений. Моделями, удовлетворяющими указанным требованиям, являются феноменологические предравновесно -зкеитонные модели (ПЭМ) и модель внутриядерного каскада (МВК).

Основные положения прел авновепк.- эьппонной модели били с формул ирова н ы Грнф-фнном. Предравновегная экп онная модель основана на представлении о том. что процесс взаимодействия налетающей lannuu с ядром осуществляется посредством серии сменяющих друг друга частично - дырочных состояний, образующихся в результате двухчастичных взаимодействий возбужденных чапиц с остальными частицами ядра. При ■этом вылет частиц из ядра из каждого экономного состояния происходит с некоторой вероятностью, зависящей от числа экситонов. типа частицы и энергии возбуждения. Эволюция вероятности заселенности экгитонных состояний во времени описывается системой кинетических уравнений.

В общем виде аналитическое решение системы кинетических уравнений дает выражение для дифференциального сечения предравновесного вылета частицы типа i с энергией с (<!ар"¡d-:r) следующего вида:

dtjprt "

— = Со £ W,(n.E,i,)T[n.E)D(n), (6)

"Sr Лп=2.По=3

где п = р + Л - число экситонов (р - число возбужденных частиц, h - число дырок), Е -энергия возбуждения, отсчитанная от уровня Ферми, а, - сечепие реакций. Wx скорость эмиссии J-частицы, г - среднее время пребывания ядра в п - экситонном состоянии, D(n) - фактор "объединения', описывающий уменьшение вероятности нахождения системы в п-экситонном состоянии за счет вылета частиц из ядра в предыдущих экситонных состояниях, п„ = 3 - начальное число экситонов , соответствующее конфигурации '2p\k.

При этом скорость эмиссии описывается следующим образом :

Wx(n,Е,ех) = (2Sr + 1)(тг2Й3)-l^ex<rinvRMp - 1,ЛД')Мл h,E))~\ (7)

где ex - энергия образующейся ¿--частицы в с. ц. и., Sx - спин частицы, рх - приведенная масса, (7,„„ - сечение обратной реакции, Rr - коэффициент приготовления х-частицы, иI - плотность частично-дырочных состояний, U = Е — ех — Вх - энергия возбуждения остаточного ядра, Вх - энергия связи г-частицы.

Выражения (6) и (7) описывают предравновесно-экситонную модель в так называемой " замкнутой" форме, широко используемую в практических приложениях.

За 30 лет создания ПЭМ были разработаны различные модификации предравновесных экситонных моделей. Наиболее популярной, альтернативной по отношению к экситонной модели в замкнутой форме, является гибридная экситонвая модель с учетом геометрии (GDH), предложенная Бланном.

Для объяснения аномального увеличения длины свободного пробега нуклонов в ядре при достижении соответствия результатов, полученных в рамках этой модели, экспериментальным данным, Бланн предложил гибридную модель с учетом геометрии GDH. В GDH модели предполагалось, что каждая парциальная волна входного канала вызывает реакцию в круговой области ядра толщиной Л с радиусом, определяемым параметром соударения. При этом пренебрегается сферической симметрией задачи и диффузией возбужденных частиц и дырок между различными областями ядра. В модели учитывается зависимость длины свободного пробега нуклонов и одночастичной плотности ферми-газа от плотности ядра. Указанная модель реализованна Бланном и соавторами в программе ALICE, широко используемой при проведении различных ядерно-физических расчетов.

Для описания энергетических н угловых спектров вторичных частиц в ядерных реакциях была предложена также "унифицированная экситонная модель, .авторы которой попытались критически пересмотрен, основное предположение ПЭМ о равновероятности всех конфигураций с данным числом экситонов и использовали рекуррентный способ вычисления вероятности нахождения нуклонов в заданном состоянии. Результаты расчетов энергетических спектров по этой модели оказались близкими к значениям, получек ным по гибридной модели и по модели в "замкнутой" форме, однако при существенном усложнении алгоритма вычислении. Следует отметить также разработанную Гудимоп и Тонеевым своеобразную "гибридную" модель, в которой первая стадия реакции описывается по модели внутриядерного каскада, а следующие стадии рассматриваются в рамках экситонной модели.

После успешного использования ПЭМ для описания нуклонных энергетических спектров был создан ряд моделей, описывающих предравновесную эмиссию сложных частиц из возбужденных ядер. Одной из первых была модель приготовленных кластеров. Ее авторы Милаццо - Колли и Браго - Марказзан, предположили, что в любом ядре, находящемся в основном состоянии, с некоторой вероятностью присутствуют "приготовленные" аль" фа - кластеры, причем вероятность их образования равна вероятности их нахождения в возбужденном состоянии ядра при взаимодействии с ядром падающей частицы. Альфа-частица "приготовленная" в ядре, при передаче ей возбуждения рассматривается в этой модели как один экситон.

Исследованием модели "приготовленных кластеров"активно занималась группа Га-диоли. В рамках этой модели удалось достичь хорошего согласия с экспериментальными данными при описании энергетических спектров альфа-частиц. Однако, как отмечалось в ряде работ, эта модель имеет определенные недостатки:

- полученная вероятность приготовления а-частиц оказалась слишком большой;

- описание внутриядерных переходов как результата нуклон-нухлонного и нуклон-а-частичного взаимодействия в ядре не представляется корректным;

- не оправдано предположение о равной вероятности нахождения альфа-кластера в возбужденном состоянии ядра и его образования;

- в рамках указанной модели нельзя описывать эмиссию других сложных частиц, например, дейтонов;

- совпадение коэффициентов приготовления о-частиц, найденных из анализа экспериментальных спектров ядерных реакций и данных по а-распаду ядер оказалось случайным из-за использования при сравнении различных одночастичных плотностей. Другой моделью предравновесного образования сложных частиц явилась модель Кальбах, "в которой эмиссия сложной частицы описывается на основании принципа детального баланса, примененного к распадающемуся и конечному ядру с вылетевшей частицей.

Некорректность использования принципа детального баланса к указанной выше системе была показана Рибанским и Обложинским, разработавшими так называемую ко-алесцентную модель эмисси сложных частиц из ядер. Коалесцентная модель оказалась свободной от многих слабых сторон модели приготовленных кластеров. Однако одним из ее недостатков являлось предположение о независимости коэффициента приготовления сложной частицы "¡ь от энергии возбуждения.

Проведенные расчеты показывают, что гибридная модель, соединенная с коалесцент-ной моделью хорошо описывает экспериментальные спектры а - частиц в ядерных реак-

ииях при промежуточных энергиях. Рассчитанные в рамках указанных моделей функции возбуждения реакций также согласуются с экспериментальными данными.

Относительная простота рассмотренного подхода к расчету предравновесных спектров а - частиц открывает широкие возможности его использования в компьютерных программах, основанных на гибридной экситонной модели.

Модель внутриядерного каскада(МВК), основанная на квазиклассическом описан!уи движения нуклонов внутри ядра, обладает рядом замечательных свойств: МВК может использоваться при классических, релятивистских и ультрарелятивистских энергиях падающих частиц; модель позволяет вычислять энергетические спектры и угловые распределения вторичных частиц, вылетающих из ядра:МВК,, Практически не содержит феноменологических параметров;с помощью МВК удается хорошо воспроизводить экспериментальные данные(интегральные и дифференциальные сечения, множественность частиц);программы для ЭВМ, основанные на МВК обладают довольно высоким быстродействием.

Указанные свойства делают МВК с учетом описания распада возбужденных ядер удобной моделью для расчетов интегральных характеристик взаимодействующих частиц с ядрами-нуклонных сечений смещения для неупругих каналов в широком диапазоне энергий.

Исследованию МВК посвящено большое число работ, выполненных в нашей стране и за рубежом. При высоких и сверхвысоких энергиях МВК разрабатывалась в ряде работ, при средних и высоких энергиях. При дополнении МВК моделью, описывающей эволюцию ядра после каскадной стадии взаимодействия (особенно, как это сделано в работе путем включения в расчетную программу модуля, описывающего предравновесный распад ядра и испарение частиц из возбужденных ядер)предел сдвигается в сторону меньших энергий за счет, в частности, увеличения доли испарительной компоненты в сечениях при уменьшении первоначальной энергии, вносимой в ядро.

Нами было показано, что уточнение алгоритма каскадно- испарительной модели, действительно, позволяет применять ее для получения дифференциальных сечений и функций возбуждения при довольно низких энергиях. Причем для воспроизведения экспериментальных данных нет необходимости дополнять модель внутриядерного каскада механизмом снятия возбуждения, описываемом экситонными предравновесными моделями.

Проведенное исследование указывает на то, что дифференциальные и полные сечения ядерных реакций, рассчитанные на основе уточненной каскадно- испарительной модели и гибридной экситонной модели, близки.

Из сравнения экспериментальных данных и результатов вычислений следует, что каскадно- пспарительная модель может использоваться для расчета полных и дифференциальных сечений ядерных реакций во всей области энергий, в которой для этих целей применяются предравновесные экситонные модели, т.е. при энергиях выше нескольких МэВ. Причем способность каскадно- испарительной модели воспроизводить данные экспериментов при относительно низких энергиях связана с учетом в алгоритме модели факторов.

Согласие сечений, рассчитанных с помощью модифицированной каскадно- испарительной модели и гибридной экситонной модели, указывает на близость обоих подходов. Обе модели являются полуклассическими и рассматривают динамику неравновесного

процесса как серию квазисвободных нуклон-нуклониых взаимодействий. При сопоставлении результатов расчета с экспериментальными данными оказываете!, что приближение модели внутриядерного каскада, согласно которому нуклоны движутся по квазиклассическим траекториям, является не менее правдоподобным, чем предположение гибридной экситонной модели о равновероятности конфигураций с заданным числом экситонов и переходе из п в п+2 - экситонное состояние 33 счет взаимодействия "лидирующей" частицы с нуклонами ядра.

Наблюдаемое согласие экспериментальных сечений и расчетных данных, полученных с помощью каскадно- испарительной модели, ставит вопрос о пересмотре формального критерия применимости модели.

Согласно используемому ранее критерию применение каскадно- испарительной модели для описания ядерных процессов может быть оправдано в том случае, если длина волны падающего нуклона много меньше расстояния между нуклонами в ядре.

Указанное условие нарушается при энергиях порядка несколько десятков МэВ и не объясняет наблюдаемого согласия расчетных и экспериментальных данных при энергиях ниже 20 МэВ. Кроме того оно не учитывает того факта, что на взаимодействие падающей частицы с ядром существенное влияние оказывает принцип Паули, запрещающий значительное число внутриядерных столкновений.

С физической точки зрения более оправданным является критерий использования модели. эффективно учитывающий ограничение числа, внутриядерных взаимодействий из-за принципа Паули, согласно которому длина волы падающего нуклона должна быть меньше длины его свободного пробега в ядре. Рассматриваемое условие выполняется при энергиях ниже 20 МэВ, что должно было бы обеспечить применимость модели и при указанных энергиях.

Расчет сечений образования трития в настоящей работе осуществлялся на основе каскадно - испарительной модели с помощью программ DISCA2 и CASCADE. В расчетах по программе DISCA2 учитывалось образование тритонов на каскадной стадии взаимодействия падающих нуклонов с ядром.

Предложенные полуэмпирические зависимое ги для оценки сечений образования трития в ядерных реакциях включают формулы для определения предравновесной и испарительной компоненты сечений <т(.

В основу параметризации предравновесной компоненты сечений of" положена модель "нарушения ядерных связей". Дополнительные множители введены в формулу для <rfe, чтобы достичь согласия с эксперимен [альными данными по выходу трития на тяжелых ядрах и передать пороговый харак i ер сечения о?". Введение их можно интерпретировать как отражение зависимое ! и параметра модели А'о от энергии первичных частиц и массового числа ядра - мишени. Для описания порогового характера сеченая о?" , довольно формальным образо'м. используется выражение, полученное на основе испарительной модели.

Формула для расчета испарительной компоненты сечения выхода трития o',q получена с помощью г г а i истической модели Вайскопфа и представляет собой отношение вероят ностей эмиссии тритона и нуклона, умноженное на число нуклонов, вылетевших из ядра на равновесной стадии реакции.

Предложенные полуэмпирические формулы позволяют рассчи 1ывать сечения выхода 1рития для стабильных и нестабильных ядер с атомным номером Z = 6 : 83. облучаемых

нуклонами с энергией от порога реакции (10 - 25 МэВ) до 25 ГэВ.

Принципы, положенные в основу параметризации сечений выхода трития, являются достаточно общими и на их основе были получены приближенные формулы, позволяющие оценивать сечения образования 3Не и 4Не в ядерных реакциях с нуклонами.

Развитие нового подхода к расчету предравноаеспцх спектров составных частиц, образующихся в ядерных реакциях, основанного на гибридной экситонной и коалесцент-яой моделях, позволило вычислить спектры о - частиц в реакциях под действием нейтронов и протонов, получить полуэмпирические формулы для расчета выхода тритонов, Не и а - частиц в нейтронных и протонных реакциях на стабильных и нестабильных ядрах с атомным номером Z = 6 -Ь 83, сформировать файлы сечений образования трития. Рассчитанные спектры а - частиц сравнивались с экспериментальными данными при энергиях 39, 62 и 90 МэВ. Была.отмечена их согласованность. Созданная расчетная модель для вычисления сечений смещений, разработанные приближения и анализ особенностей расчета при энергиях выше 10 МэВ, позволили разработать комплекс программ DIDACS (Displacement Dose And Cross-Section calculation), дающий возможность также вычислить сечения ядерных реакций при высоких энергиях.

В главе 5 приведены возможности программного комплекса DIDACS и краткая характеристика основных блоков я библиотек.

Программный комплекс позволил разработать библиотеки сечений "БИСЕРМ", "MENDL", "WIND", предназначенные для изучения процессов, протекающих при взаимодействии высокоэвергетичесхих нуклонов с различными ядрами. Сравнение расчетов с международными библиотеками для изотопов плутония 236 < А < 241 приведено на рис.3. Замечено расхождение оценок различных библиотек на изотопах плутония • (236Pu,238 Pu), для которых отсутствует экспериментальная информация. Проведенный анализ сравнения результатов расчетов с экспериментальными данными и оцененными данными международных библиотек позволяет надеяться, что описываемый подход к оценке нейтронных сечений (n,/); (п,хп); (п,рхп); (п, ахп) + (п,2рхп) для изотопов U, Pu, Np в диапазоне энергий до 100 МэВ справедлив.

В вышеописанные библиотеки могут быть включены сечения для основных продуктов деления *"Sr, тТс, m7, lzlCs, оценка которых была проведена основываясь на имеющихся программах ALICE/ASH, CASCADE, SILBER.

Рассмотрено расширение возможностей исследования библиотек и комплекса DIDACS ' для расчета изотопного состава и активности материала, облучаемого частицами произвольного спектра. Для этого была создана программа SNT (Simulation of Nuclear Transmutation), которая рассчитывает концентрации нуклидов как в процессе облучения, так и при охлаждении облученного материала. Исходными данными для прогуди- -мы служат спектр первичных частиц, сечения ядерных реакций, протекающих в данном диапазоне энергий, и данные по радиоактивному распаду исследуемых ядер.

При охлаждении численное интегрирование системы не проводится. Расчет концентраций для разветвленных цепочек выполняется с помощью рекурентных соотношений, полученных на основе аналитического решения системы дифференциальных уравнений с треугольной матрицей коэффициентов. Концентрации и активности нуклидов, встречающихся в различных цепочках, суммируются при заданном времени охлаждения. Рассматриваются цепочки радиоактивного распада, начинающиеся на нестабильных ядрах и оканчивающиеся стабильными нуклидами.

Для ядер с периодом полураспада 7\/2 < 1 сут. отсутствующие в современных библиотеках данные по сечениям выбираются на основе имеющейся информации о сечениях ядерных реакций на ядрах близких по атомному номеру и массовому числу.

В программе БИТ печать и запись на магнитный диск результатов вычисления концентраций и активностей нуклидов осуществляется в различном формате, в том числе необходимом для графического представления полученных данных средствами персонального компьютера.

Представленные расчеты показывают, что активность и нуклидный состав облученных материалов, рассчитанные с помощью программы 5Х1 и библиотеки АПЬ. согласуются с данными других авторов.

Результаты расчетов активности мишеней из РЬ и РЬ-В1 подтверждают их различие на 1-2 порядка при временах охлаждения 103 — 105 сут. и 107 — 109 сут., причем уровень активности к этому времени снижается в 103 — 108 раз соответственно. Отмечено, что основной вклад в активность рассмотренных мишеней при временах охлаждения от 100 сут. до 20 пет дает тритий, рис. 4.

В заключении сформулированы основные результаты и выводы работы.

На защиту выносятся следующие положения.

1. Определение возможного места ЭЯУ в ЯЭ будущего на основании построенных математических моделей развития ЯЭ.

2. Обоснование газодинамического способа "запирания" окна, отделяющего вакуумную камеру от ускорителя. Возможность получения в предложенной дейтонной установке высоких плотностей потоков нейтронов.

3. На основании рассчитаных ядерно-физических характеристик электроядерного бланкета и бланкета синтезатора в урановом и ториевом топливных циклах показано, что при достижимом на сегодня числе актах синтеза, инициированных одним мюоном, наработка урана-233 является эффективной только для смешенного уран-ториевого цикла.

4. Создание библиотек для исследования радиационной повреждаемости, активации и

трансмутации материалов, облучаемых частицами высоких энергий на основе разрабо-

танных комплексов программ.

Основные результаты опубликованы в следующих работах.

1. Коровин Ю.А., Мурогов В.М. Электроядерные установки (обзор) // Атомная техника за рубежом, 1981, N12, С.16-21.

2. Илюнин В.Г., Мурогов В.М., Коровин Ю.А. и др. Анализ потенциальных возможностей альтернативных бридеров в многокомпонентной модели ядерной энергетики // Изв. АН БССР, серия физ.- энерг. наук, N4, 1982, С.51-56

3. Коровин Ю.А., Мурогов В.М., Соснин В.Н. и др. Расчетный анализ "ценности" совершенствования различных параметров бридеров // Изв. АН БССР, серия физ,- энерг. наук, N3, 1983, С.18-23.

4. Коровин Ю.А., Мурогов В.М., Федотов А.П.., Соснин В.Н. // Электроядерная установка. Заявка на изобр. N48/84, N3727519/25 от 16.04.84, авт.свид. N1189270

5. Коровин Ю.А., Мурогов В.М., Шмелев А.Н. и др. "ECONOM","DIPLOM" - ма-тема гические программы для описания одноцелевой трехкомпонентной модели развития ядерной энергетики в замкнутом топливном цикле // Отчет по теме 1-04-02-01-4458/28-2, МИФИ, ФЭИ, ОФ МИФИ, 1984.

6. Авдеев Е.Ф., Коровин Ю.А., Мурогов В.М., Шаблов В.Л. Газовая мишень // Авт. свид. N1295987ot 08.11.86.

7. Артисюк В.В.. Авдеев Е.Ф., Коровин Ю.А. и др. Наработчики вторичного ядерного горючего в топливном цикле атомной энергетики // Отчет по теме 9/348, N roc.pei истрация 106227, Обнинск, 1986.

Я. Коровин Ю.А., Фесенко Г.А., Шаблов В.Л., Шакиров В.А. Расчет вероятности стряхивания мюона в реакциях /(-катализа // Сборник трудов кафедры ОиСФ N1, Обнинск, 1988. С.8-23.

9. Артисюк В.В., Коровин Ю.А., Соснин В.Н. Определение вклада электроядерного канала в энергетический баланс мезокаталитического гибритного реактора // Сборник трудов кафедры ОиСФ N1, Обнинск. 1988, C.28-3J.

10. Коровин Ю.А., Мурогов В.М., Шмелев А.Н. Современные проблемы ядерной энергетики // Учебное пособие для слушателей KIIK СП руководящих работников Минатом-энерго СССР и студентов спец.10.10. Изд-во ИАТЭ, Обнинск, 1988.

11. Конобеев А.Ю.. Коровин Ю.А.. Соснин В.Н. Некоторые особенности приближения, связанные с расчетом нейтронной повреждающей дозы и сечений смешения при энергии нейтронов выше 10 МэВ // Изв. АН БССР, серия физ,- энерг. наук, 1989, N1, С.3-8.

12. Артисюк В.В., Конобеев А.Ю.. Коровин Ю.А. и др. Transformation of chemical composition of irradiated first wall construction material of the Muon-Catalyzed Fusion Hybrid reactor // Muon Catalyzed Fusion, 1989. V. 1, P.125-128.

13. Коровин Ю.А., Мурогов B.M.. Федорова E.B. и др. Системные исследования развития ядерной энергетики в рамках предлагаемых математичеких моделей // Сборник трудов кафедры ОиСФ \'2. Обнинск, 1989, С.3-29.

14. \rtisyuk V.V., Koro\in Yu.A., £ renin V.N. Computation of Electronuclear channel impact on the energy balance of the Muon-Catalyred Hybrid reactor // Muon Catalyzed Fusion. 1989. V.l. P.223-230.

15. Конобеев А.Ю., Коровин Ю.А. Нейтронные сечения смещения для расчета по-врежда^шеп дозы конструкционных материалов при энергии от 10 до 150 Mili // ВАНТ сер.: Физика радиационных повреждений и радиационное ма i ериаловедение, 1989. выи. 1(51), С.5-8.

16. Konobeyev A.Yu., Korovin Yu.A., Sosnin V.N. Helium and Hydrogen production in construction materials irradiated with neutrons in the energy range of 10 to 100 MeV // International Conf. of Muon Catalyred Fusion, Vienna, 1990, Book of Abstract, P.84

17. Адо Ю.М., Коровин Ю.А., Мурогов B.M., Уфимцев А.Г. Возможность реализации экологически приемлемого топливного цикла на основе дейтронного выжигателя bjjcoko-токсичных отходов // Тезисы докладов 1-й Всесоюзной конференции Ядерного общества СССР, Москва, 4.2, 1990, С.79.

18. Конобеев А.Ю., Коровин Ю.А., Соснян В.Н. Сечение образования долгоживущих радиоактивных изотопов, ядер водорода и гелия в конструкционных материалах при облучении нейтронами с энергией до 150 МэВ // ВАНТ, сер.: Ядерные константы. 1990, вып.2, С.10-23.

19. Адо Ю.М., Авдеев Е.Ф., Коровин Ю.А. и др. Основные параметры установки с кольцевым накопителем дейтронов на энергии до 100 МэВ // Сборник научных трудов кафедры ОиСФ N3, Обнинск, 1990, С.3-8.

20. Konobeyev A.Yu., Korovin Yu.A., Sosnin V.N. Radiation damage in muon-catalysed hybrid reactors // Kerntechnik, 1990, V.55 N6, P.358-361.

21. Коровин KhA., Мурогов B.M. Реакторы-бридеры в ядерной энергетике будущего // Учебное пособие для слушателей спецфакультета и курсов повышения квалификации. Обнинск, 1990.

22. Коровин Ю.А., Мурогов В.М. Экологически приемлемый и безопасный топливный цикл ядерной энергетики // Учебное пособие для слушателей спецфакульгета и системы повышения квалификации, Обнинск, 1991. , '

23. Конобеев А.Ю.. Коровин Ю.А., С'осйин В.Н. Нуклонные сечения смещения для расчета повреждающей дозы при энергиях от 50 до 500 МэВ // Весщ АН БССР, серия физ.-энерг. навук, 1991, N1, С.29-33.

24. Артисюк В.В., Конобеев А.Ю., Коровин Ю.А., Соснин В.Н. Выжигание долго-живущих радиоактивных продуктов деления Sr и Cs в потоке быстрых нейтронов / / Атомная энергия, 1991. Т.71. вып.2. С.184-186

25. Конобеев А.Ю., Коровин Ю.А., Оостшн В.Н. Комплекс программ DIDACS/SS для расчета сечений смещения и образования водорода, гелия и долгоживущих радионуклидов конструкционных материалов, облучаемых нуклонами энергией до 200 М >В // Атомная энергия, 1991, Т.71, вып.2, С\ 168-1 <>9.

26. Ado Yu.M.. Avdeev E.F . Korovin Yu.A., .et al. Neutron production by. deuterondeuterium interation in a gas target // Kerntechnik, 1991, N3, V.56, P.6.

27. Konobeev A.Y«.. Korovin Yu.A., Sosnin V.N. "BISERM", neutron and proton data '• library for evaluation nf irradiation effects in structural materials in the energy range up to 800 MeV // Fusion technology, 1991, V.20. P.5.

28. Korovin Yu.A.. Pereblavtsev I'.L., Pereslavtseva A.\'., et al. Study of Possibility to Inelude in Nuclear Energy .System Varions Radioacti\e Waste Incinerators // Proc.of Workshop on Nuclear Transmutation of Long Lived Nuclear Power Radiowaste?, Obninsk,-July I -), 1991, P.255-261.

29. Конобеев А.Ю.. Коровин Ю.А • t-чения для расчета скорости образования гелия

в конструкционных материалах, of л чаемы\ нуклонами энер1иен 800 МэВ // Атомнал . энергия. 1992. Т.72. вып.2, СЛ8" i'JU.

30. Грудзевнч О.Т., Конобеев Л.Ю., Корошш Ю.Л. Расчет сеченггйобразования долго-живущих радиоактивных изотопов при облучении конструкционных материалов нейтронами с энергией выше '20 Мэй // ВАНТ, сер.: Ядерные константы, 1992, вып.1, С.57-64.

31. Konobeyev A.Yu.. Koro vi n Vu.A.. Sosnin V.N. A nuclear data library for strustural material radiation damage calculation at high energies // Kerntechnik, 1992. V.57, N3, P.188-191.

32. Konobeyev A.Yu., Korovin Yu.A., Sosnin V.N. Neutron displacement cross-sections for structural materials below 800 MeV // Journal of nuclear materials, 1992, V.186, P.117-130.

33. Konobeyev A.Yu., Korovin Yu.A. Heüura production cross section in structural materials irradiated by protons and neutrons at energies up to 800 MeV // Journal of nuclear materials, 1992, V.195. P.286-300.

Коровин Ю.А.. Артиоок В.В., Конобеев А.Ю. Библиотека сечений для исследования радиационной повреждаемости, активации и трансмутации материалов, облучаемых частицами высокой энергии // Атомная энергия, 1992, Т.73, вып.1, С.24-26.

35. Адо IÖ.M., Авдеев Е.Ф., Коровин Ю.А. и др. Высокоэффективная генерация нейтронов в дейтронном накопителе для трансмутации радионуклидов // Атомная энергия,

1992, Т.73, вып.4, С.289-293.

36. Конобеев А.Ю.. Коровин Ю.А., Эрвю К. Сечения реакций, приводящих к трансмутации долгоживущих радионуклидов отработавшего ядерного топлива под действием быстрых нейтронов // Атомная энергия, 1992, Т.73, вып.4, С.300-305. * •

37. Конобеев А.Ю., Коровин Ю.А., Лунев В.П. и др. Библиотека сечений для изучения процесса трансмутации и активации материалов, облучаемых нейтронами и протонами с энергией до 100 МэВ // ВАНГ, сер.: Ядерные константы, 1992, вып.3-4, С.55-58.

38. Коровин Ю.А., Конобеев А.Ю., Переславцев П.Э. Программа для расчета изотопного состава и наведенной активности облученных материалов // ВАНТ, сер.: Ядерные константы, 1992, вып.3-4, С.117-121.

39. Коровин Ю.А., Федорова Е.В. Современные концепции использования сильноточных ускорителей для трансмутации радиоактивных отходов ядерной энергетики // Сборник кафедры ОиСФ N5, Обнинск, 1993, С.3-12.

40. Грудзевич О.Т., Зеленецкий A.B., Конобеев А.Ю., Коровин А.Ю. Расчет активности материалов, облучаемых в нейтронном спектре термоядерного реактора // Сборник кафедры ОиСФ N5, 1993, Обнинск, С.43-50.

41. Артисюк В.В., Коровин Ю.А. Бридинг урана-233 в электроядерной установке с плутоний-содержащей первичной мишенью // Сборник кафедры ОиСФ N5, Обнинск,

1993, С.67-73.

42. Korovin Yu.A., Artisyuk V.V., Konobeyev A.Yu., Pereslavtsev P.E. Target and structural materials activation study for accelerator-based transmutation installations // Proceedings GIobal'93, Sept.12-17, 1993, Seattle, USA, P.760-764.

43. Korovin Yu.A., Artisyuk V.V. U-233 breeding in electronuclear installation with plutonium primary target // Proceedings CLOBAL'93, Sept. 12-17,1993, Seattle, USA, P.903-907.

44. Artisyuk V.V., Konobeyev A.Yu., Korovin Yu.A. Nucleon induced reaction cross-section for strontium and cesium at energies 1 MeV to 10 GeV // Kerntechnik, 1993, V.58, N3, P. 174-181.

45. Конобеев А.Ю., Коровин Ю.А. Систематика сечения реакции (n.t) при энергии 14,6 МэВ // Известйя вузов. Ядерная энергетика, 1993, N2, С.70-76.

46. Konobeyev A.Yu., Korovin Yu.A. Tritium production in material from (' to Bi irradiated with nucleons of intermediate and high energies // Nucl. Instr. and Mrtb. in Phys. Res. В 82, 1993, P.1D3-115.

47. Конобеев А.Ю., Коровин Ю.А., Переславцев П.Э. Расчет сечений ядерных реакций, протекающих при облучении изотопов циркония протонами промежуточных и высоких энергий // ВАНТ, сер.: Ядерные константы, 1994, вып.1, С.81-91.

48. Konobeyev A.Yu., Korovin Yu.A., Plyaskin V.l. Evaluation of neutron-induced reaction cross-sections for uranium isotopes at energies up to 100 MeV // Kerntechnik. 1994, V.59, N3, P.87-97. , -. ■

49. Konobeyev A.Yu., Korovin Yu.A.-, Pereslavtsev P.E. Systematics of (n,t) reaction cross-sections at 14,6 MeV // Nucl. Instr. and Meth! in Phys. Res. В 93,?1994, P.409-414.

50. Konobeyev A.Yu., Korovin Yu.A. Semi-empirical systematics of (n,p) reaction excitation functions // Nucl.Instr. and Meth. in Phys. Res. В 94, 1994, P.119-129.

51. Korovin Yu.A.. Konobeyev A.Yu., Pereslavtsev P.E., Plyaskin V.I. Evaluation of Neutron Reaction Cross-Sections for Neptuninm Isotopes at Energies-Up to 100 MeV // Intern. Conf. on Nuclear Data for Science and Technology, May 9-13, 1994, Gathlinburg, USA, Book of Abstracts В 38. . ■

t 52. Korovin Yu.A., Konobeyev A.Yu., Pereslavtsev P.E. Comparison of different approaches for nucleon induced reaction cross-section calculation for monstable long-lived fission products at the intermediate and high energies // ICtfNES'93, Chiba, Japan, 20-24 Sept. 1993, P.444-448.

53. Артисюк В.В., Конобеев А.Ю., Коровин Ю.А., Переславцев П.Э. Образование дол-гоживущих радионуклидов в мишенях из свинца и висмута, облучаемых про юнами. высоких энергий // Известия вузов. Ядерная энергетика, 1994, N1, С.41-47.

54. Korovin Yu.A., Konobeyev A.Yu., Pereslavtsev P.E. Long-Lived isotopes production in Pb-Bi target irrdiated by high energy protons // Intern. Conf. on ADTT, Las Vegas, XV, USA, July 25-29. 1994, P.1387.

0,4

0,7

откед.

Рис.1 Значения коэффициентов а«г, а-кг, о.Кз> а.

a^jr, зависимости от доли электроэнергии,

вырабатываемой на АЭС с ядерный реакторами (£)■ (к*/кг =2 ; кэ/кг = з; со.= с,си ; :

I - EH, 2 - TP, 3 - ЭЯ. Сплошная линия -штриховая - Q^ , штрютунгггиркая - о. к

¿Г, <2?r,

V

3

Рип.'2 Схема накопителя дейтронов с внутренней мишенью

К рц

(0 43

Я

«Г

К X

4)

V (и и

3000

2000

1000-

15 17 19 Энергия нейтронов, МэВ

Рис.3. Сравнение расчетных * оцененных данных^ для изотопов 236Ри и 241Ри.

Сразу поел* евлучваяа

........................................................

100 дв«1 посла облгчтага

...........I.........I......"Ч.........I.........I................"Т

80 п«т поел* »«луч«ии*

£

Д.^ДЯ1.,Д......,..Дд..

гчч)>ттцт»|»т1птт»1|ппптщ»я«|1мгр»пч»1[г

100 л«т поел» облучения

I,

1 год поел* о4л7Ч«кжп

10

|ц.|...ип|||.|'Ц»Ч11.......|..Д..

б п«х шосдо овлучапял

.....I.........................""1".......I.....................

500 л«т после о<Злуч«пия

I .................................,..„............................Щ,.Д|ЧД.....................................»....*...............Л............

| 10 20 90 4о ее во 70 80 10 м И4а 60 «о ?о во

ъ

Рис.4. Вклад в полную активность свинцово-висмутовой. мииени

ядер с разными 1.