автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Разработка расчетной методики моделирования радиационных характеристик облученного ядерного топлива

На правах рукописи

Опаловский Владимир Александрович

003055765

РАЗРАБОТКА РАСЧЕТНОЙ МЕТОДИКИ МОДЕЛИРОВАНИЯ РАДИАЦИОННЫХ ХАРАКТЕРИСТИК ОБЛУЧЕННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

05Л4.03 - Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание ученой степени

кандидата технических наук

Автор:

Москва 2007

003055765

Работа выполнена в Московском инженерно-физическом институте (Государственном университете)

Научный руководитель:

кандидат физико-математических наук, доцент Г. В. Тихомиров Официальные оппоненты:

доктор технических наук А. С. Герасимов

кандидат технических наук О. Г. Комлев

Ведущая организация:

Российский Научный Центр «Курчатовский Институт»

диссертационного совета Д 212.130.04 в Московском инженерно-физическом институте (государственном университете) по адресу: 115409, Москва, Каширское шоссе, 31, тел. 324-84-98,323-91-67.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке института.

Автореферат разослан января 2007 г.

Просим принять участие в работе совета или прислать отзыв в одном экземпляре, заверенный печатью организации.

Ученый секретарь диссертационного совета,

Защита состоится

14 часов на заседании

д. ф.-м. н., профессор

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность темы, разрабатываемой в диссертации, связана с возрастанием роли радиационной безопасности при обращении с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ) на современном этапе развития ядерной энергетики. Эксплуатация действующих атомных электростанций (АЭС), а также строительство новых АЭС, приводит к накоплению большого количества ОЯТ и, как следствие, к возрастанию количества операций по обращению с ОЯТ. Всё это делает актуальным разработку современного расчётного инструмента для математического моделирования радиационных характеристик ОЯТ на основе новейших методик, программ и библиотек ядерных данных; а также определение погрешности такого инструмента.

Цель исследования. Целью диссертационной работы является разработка расчётной методики для обоснования повышения уровня радиационной безопасности при обращении с ОЯТ на различных этапах ядерного топливного цикла (ЯТЦ).

Для достижения цели исследования были поставлены и решены следующие основные задачи:

• разработка и расчётное обоснование методики по одновременному определению глубины выгорания и времени выдержки ОЯТ;

• определение и сравнительный анализ структуры радиационных источников различных типов ОЯТ;

• разработка расчётной методики определения радиационной обстановки вокруг ТУК с ОТВС на основе комбинации программ SCALE (SAS2H) и MCNP;

• оценка погрешности моделирования радиационной обстановки и анализ вклада различных составляющих в суммарную погрешность;

• составление рекомендаций по оптимизации вычислений радиационных характеристик ОЯТ.

Научная новизна диссертационной работы заключается в том, что впервые:

• предложена комплексная методика для математического моделирования радиационных характеристик ОЯТ;

• выделен набор изотопов, определяющих радиационный источник различных типов ОЯТ;

• проведена классификация осколков деления с точки зрения влияния на нейтронно-физические и радиационные характеристики различных типов ОЯТ;

• дана оценка погрешностей, возникающих при расчёте радиационных характеристик ОЯТ с использованием современных программных средств;

• показаны сферы применимости различных программ для моделирования радиационных характеристик ОЯТ.

Практическая ценность работы заключается в следующем:

• на основе современных прецизионных программ разработана комплексная методика по определению радиационных характеристик различных типов ОЯТ;

• разработанная методика применима для оценки безопасности как существующих, так и разрабатываемых технологий для хранения, транспортирования и переработки ОЯТ различных типов;

• оценены погрешности и сферы применимости данной методики;

• сформулированы методические рекомендации для оптимизации расчётов радиационных характеристик ОЯТ.

Положения, выносящиеся на защиту. В соответствии с перечисленными целями и задачами исследования автор защищает:

• расчётно-экспериментальную методику одновременного определения глубины выгорания и времени выдержки ОЯТ;

• методику (алгоритм) определения радиационных характеристик ОЯТ во внешнем ЯТЦ;

• результаты расчётов радиационного источника различных типов ОЯТ;

2

• результаты расчётов мощностей доз вокруг транспортного упаковочного комплекта с ОЯТ;

• обоснование точности полученных результатов.

Апробация работы. Основные результаты, изложенные в работе, докладывались: на научных сессиях МИФИ в секции физико-технических проблем ядерной энергетики (Москва 2002, 2003, 2004 и 2006 годы); на научных семинарах ВОЛГА, посвященных проблемам физики реакторов (2002 и 2004 годы); на семинарах Нейтроника, лосвящённых методам и алгоритмам расчёта ядерных реакторов (Обнинск 2003, 2004 и 2005 годы); на международной конференции Supercomputing in Nuclear Applications SNA-2003, (Франция, Париж 2003 год); на международной конференции по радиационной защите (Португалия, Мадейра 2004 г).

Публикации. Основные результаты диссертации опубликованы в 9 печатных работах, список которых приведен в конце автореферата.

Структура и объем диссертации. Диссертационная работа состоит из введения, пяти глав, общих выводов, библиографии и приложения. Общий объём работы составляет 138 страниц, включая 62 таблицу и 34 рисунка. Библиографический список литературы состоит из 95 наименований.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обоснована актуальность работы, сформулирована цель работы, отмечена практическая значимость результатов, сформулированы выносимые на защиту основные положения диссертационной работы, кратко изложено содержание материала по главам.

В первой главе рассмотрен вопрос о безопасности обращения с ОЯТ. Проблема безопасного обращения с ОЯТ представлена как совокупность нескольких основных задач. Первая - это задача на определение коэффициента размножения и обеспечения условий подкритичности ёмкостей с ОЯТ, то есть обоснование ядерной безопасности при хранении и

транспортировании ОЯТ. Вторая задача - это обоснование радиационной безопасности ОЯТ. Третья - определение тепловыделения ОЯТ и четвёртая -обеспечение прочности облучённых тепловыделяющих сборок (ОТВС) и транспортных контейнеров. Для обоснования различных составляющих безопасности обращения с ОЯТ необходимо знание его характеристик. Представлен обзор литературы по методам и программам, используемым для определения характеристик ОЯТ. Особо выделены работы по исследованию ОЯТ ведущиеся в настоящее время на международном уровне. На основании представленного обзора сделан вывод о том, что вопрос об обосновании ядерной безопасности ОЯТ на сегодняшний день можно считать решённым. В тоже время отмечено, что вопросу радиационной безопасности в литературе уделяется недостаточно внимания. Обоснование радиационной безопасности состоит из нескольких этапов:

• определение глубины выгорания и изотопного состава ОЯТ;

• определение источника нейтронного и гамма и излучения от ОЯТ и конструкционных материалов ТВС;

• расчёт переноса излучения через стенки транспортного контейнера;

• определение мощности дозы в различных пространственных точках вокруг транспортного контейнера.

В следующих главах рассмотрены все перечисленные этапы. Для каждого из них предложены способы совершенствования расчётных методик.

Во второй главе сформулирована новая расчётно-экспериментальная методика для одновременного независимого определения глубины выгорания и времени выдержки ОЯТ энергетических реакторов. Определение глубины выгорания можно проводить, например, на основе анализа активности осколка монитора или изотопного отношения, получаемого в результате пассивных измерений гамма-фона. Более предпочтительным является именно измерение изотопного отношения, так

как относительные измерения имеют меньшую погрешность. Если же использовать одновременно два изотопных отношения, то наряду с глубиной выгорания можно одновременно определить и время выдержки. Для одновременного измерения глубины выгорания и времени выдержки ОЯТ предлагаются два индекса - отношения 106Rh/137Cs и 134Cs/137Cs. Изотопные отношения можно представить как функции двух независимых переменных -глубины выгорания и времени выдержки. Для заданного типа реактора и вида ядерного топлива вид этих функций определяется расчётным путём. Проведя экспериментальное определение этих двух изотопных отношений мы получаем их конкретные значения для данной TBC. А с их помощью -набор всех возможных значений глубины выгорания В и времени выдержки t.

Если известно время выдержки, то глубину выгорания можно определить, измерив одно изотопное отношение. Если время выдержки считать неизвестным, то измеряется второе изотопное отношение. И, таким образом, получается второй аналогичный набор значений В и t. Эти два набора можно изобразить на графике как функции зависимости B(t). Точка их пересечения даёт единственное значение глубины выгорания и времени выдержки, как это показано на рис. 1.

Погрешность измерений относительных площадей пиков у 106Rh/137Cs и 134Cs/137Cs составляет 1-3%, погрешность аппроксимации зависимостей относительных активностей от В и t составляет около 5%. Поэтому на рис. 1 будут пересекаться не линии, а полосы. И при пересечении они будут давать некоторый диапазон значений глубины выгорания и времени выдержки. Размер этого диапазона (<10%) будет соответствовать экспериментальной погрешности.

10 20 30 40 50 60

Глубина выгорания, ГВт*су|/т

Рис. 1. Нахождение глубины выгорания и времени выдержки по точке пересечения двух линий.

Значения выбранных изотопных отношений при заданных глубине выгорания и времени выдержки зависит от начального обогащения ЯТ. В таблице 1 показаны значения изотопных отношений 106КЬ/137Сз и шСз/137Сз при В =40 ГВт*сут/т и 1-2 года при различных начальных обогащениях ЯТ

ио2.

Таблица 1. Значения изотопных отношений при различных начальных обогащениях ЯТ.

Нач. обогащение, % 3,5 4,4 5

5,52Е-01 4,76Е-01 4,41Е-01

2,17Е+00 2,00Е+00 1,91Е+00

Из таблицы 1 видно, что уменьшение обогащения несколько сильнее влияет на значение изотопного отношения, так как при низких обогащениях возрастает вклад плутония в накопление продуктов деления. Поэтому незнание начального обогащения вносит дополнительную погрешность 5-10

% в определение В и но эта погрешность немного уменьшается с ростом начального обогащения.

Решение задачи по определению глубины выгорания и времени выдержки ОЯТ представлено также в аналитическом виде. Активность осколков деления зависит от глубины выгорания и времени выдержки. Зависимость от глубины выгорания задаётся в виде полинома, зависимость от времени выдержки - в виде экспоненты. Вид полинома определяется расчётным путём для каждого конкретного вида ЯТ. Экспонента зависит только от периода полураспада данного изотопа. Отношение таких функций для двух различных изотопов - это и есть изотопное отношение:

А =

_ Пх{в)-е~к1Ь1п2 _ ПХ{В)

(Аг2 —А'! 2

пМ

п2(в)

или

г =

еМ

{к2 -£,)1п2 Т'ЛЛ*).

•1п

А-

Два таких отношения дают следующую систему:

( „ /„\Л

I -

1

{к2-к,)Ы2 1

(к2-к3)\п2

•1п

■1п

л ИМ

л пМ ПМ

В этой системе А; и А2 - измеряемые величины. В и I - искомые параметры. В диссертационной работе явный вид этой системы представлен для ЯТ 1ГО2.

В третьей главе рассмотрен следующий этап моделирования радиационной обстановки - нахождение радиационных источников ОЯТ. Для трёх типов ОЯТ (Ш2, (и-Ри)02, (ТЬ-Ра-и)02 '[1]) было проведено сравнение их радиационных источников в широком диапазоне глубин

выгорания. Такое сравнение необходимо для ответа на вопрос: можно ли с точки зрения радиационной безопасности осуществлять перевозку новых типов ОЯТ или ОЯТ с повышенной глубиной выгорания в существующих транспортных контейнерах.

После облучения в реакторе ЯТ обладает высоким радиационным фоном, который создаётся несколькими сотнями изотопов. Радиационный распад этих изотопов ведёт к появлению сх.,(3,у и нейтронного излучения. Не все указанные виды излучения влияют на внешний радиационный фон. Альфа-частицы и электроны в основном поглощаются вблизи места своего рождения. А внешний фон создаётся распадными гамма-квантами, и нейтронами, возникающими в результате спонтанного деления и (а,п) -реакций. Также некоторый вклад в общий фон дают захватные гамма-кванты, появляющихся в результате (п,у) реакций.

Результаты расчётов радиационных источников для уранового и МОКС-топлива, облучённых в реакторе ВВЭР-1000, представлены на рис. 2 и 3 для гамма и нейтронного источника соответственно.

Рис. 2. Изменение гамма-источника с ростом глубины выгорания при времени выдержки 3 года.

5.00Е+09 4.00Е+09

с

¡5 З.ООЕ+ОЭ

и

о

X

х 2.00Е+09

Й <

1.00Е+09 О.ООЕ+ОО

-МОХ

-и02

40 50

Глубина выгорания, ГВт*сут/т

60

Рис. 3. Изменение нейтронного источника с ростом глубины выгорания при времени выдержки 3 года.

Из рис. 2 видно, что источник гамма-квантов растёт практически линейно с глубиной выгорания. Более того, источники гамма-квантов для уранового и МОКС-топлива практически совпадают. Это можно объяснить тем, что гамма-фон определяется в основном продуктами деления, а их накопление определяется глубиной выгорания. Поэтому при одинаковой глубине выгорания гамма источники очень близки. Но у МОКС-топлива источник гамма-квнатов всё же несколько ниже. Это можно объяснить более жёстким спектром в МОКС-топливе, в результате чего в нём происходит меньше изотопных превращений связанных с захватом нейтронов продуктами деления. Также из графиков видно, что при росте глубины выгорания с 40 до 60 ГВт*сут/т гамма источник возрастает примерно на 50-60%.

Иначе дело обстоит с нейтронным источником. Как видно из рис. 3, при переходе от уранового топлива к МОКС-топливу, нейтронный источник возрастает в 5-10 раз. Рост нейтронного источника с глубиной выгорания имеет ярко выраженный нелинейных характер, и скорость этого роста у МОКС-топлива выше, чем у уранового. Это связано с тем, что нейтронный

источник определяется накоплением трансурановых актинидов, которые в МОКС-топливе, в отличие от уранового, присутствуют изначально. При росте глубины выгорания с 40 до 60 ГВт*сут/т, нейтронный источник возрастает в несколько раз.

Как уже было сказано, радиационный источник ОЯТ создаётся несколькими сотнями изотопов. Но после некоторого времени выдержки можно выделить небольшой набор изотопов, который практически полностью определяет радиационный источник. Такие наборы были составлены для всех трёх рассматриваемых типов ОЯТ при различных глубинах выгорания и времени выдержки 3 года. С увеличением глубины выгорания данный набор изотопов остаётся практически неизменным, но меняется относительный вклад изотопов в источник.

Основные изотопы, определяющие нейтронный фон, а также их примерный вклад в этот фон, показаны в табл. 2.

Таблица 2. Изотопы, определяющие нейтронный источник при времени выдержки 3 года.

Ри-238 Ри-240 Ри-242 Сш-242 Ст-244 Ст-246 Cf-252

-0,1% -0,2% -0,1% -1% -96% -1% -1%

Из табл. 2, видно, что нейтронный фон при времени выдержки 3 года почти полностью определяется одним единственным изотопом - 244Ст. Далее показано, какие изотопы учитываются в карточке TBC на атомных электростанциях: 235U, 236U, 238U, 238Pu, 239Pu, 240Pu, 24,Pu, 242Pu, 237Np. Видно, что в основном это изотопы, влияющие на коэффициент размножения. В то же время, основные изотопы, определяющие нейтронный фон - не учитываются.

Гамма-фон в ОТВС определяют следующие изотопы: 85Kr, 90Sr, 9CY, l06Rh, l25Sb, 134Cs, 137Cs, 137mBa, 144Ce, wPr, !47Pm, 154Eu, lssEu. Все эти изотопы являются продуктами деления. В табл. 3 показаны продукты деления, которые вносят наибольший вклад в поглощение.

ио2 шХе, lö3Rh, Nd, !49Sm, п,Хе, ,33Cs, wPm, l52Sm, 15tSm, 145Nd, 153Eu, 155Eu, IS4Eu, 150Sm, 95Mo, 148MPm, 109Ag, 10,Ru, l05Rh, 105Pd

(U-Pu)02 1J5Xe, lü3Rh, l49Sm, шХе, шСв, ""Тс, "'Pm, '"Sm, 151Sm, 1(wAg, 143Nd, l53Eu, 145Nd, l01Ru, mEu, ,48MPm, ,05Pd, 95Mo, I50Sm, ,08Pd, ,uEu

Из приведённых данных видно, что на критичность и на радиационную обстановку влияют разные наборы продуктов деления. Поэтому реакторные компьютерные программы, как правило, не применимы для моделирования радиационных характеристик ОЯТ. Для примера рассмотрим две такие известные программы - WIMS и SRAC. В них учитывается 31 и 65 продуктов деления соответственно. Из них, соответственно, только 3 и 4 продукта деления влияют на радиационный фон и вносят в него суммарный вклад менее 1%. При этом доля поглощения на этих осколках составляет около 90%, что позволяет хорошо учитывать их влияние на критичность. А доля рассеяния - около 40%, что при глубоких выгораниях может оказать влияние на расчёт спектра.

Соответственно, программы с ограниченным набором продуктов деления неприменимы для моделирования радиационной обстановки и для этого надо использовать специализированные программы. Например, комплекс SCALE, в котором пользователь сам может задать необходимый ему набор изотопов.

В четвёртой главе рассмотрена задача моделирования радиационных характеристик вокруг контейнера с ОТВС. Как было отмечено, необходимыми возможностями для такого моделирования обладает комплекс SCALE и его управляющая последовательность SAS2H. Но комплекс SCALE также имеет свои недостатки. Это:

• Одномерная цилиндрическая геометрия;

• Отсутствие аксиального распределения;

• Плотности материалов в топливной ячейке постоянны по всему их объёму;

• Температура считается постоянной в каждой зоне ячейки;

• В сборке допускается использование топливных стержней только одного типа.

' Для компенсации этих недостатков предлагается совместно с комплексом SCALE использовать программу MCNP, основанную на методе Монте-Карло. К достоинствам программы MCNP можно отнести следующее:

• Реальная трёхмерная геометрия;

• Возможность расчёта не полностью загруженного контейнера;

• Возможность расчёта контейнера с TBC нескольких типов.

Но программа MCNP, в отличие от SCALE, не предназначена для расчётов изменения изотопного состава и радиационного источника. Поэтому предлагается первые этапы моделирования радиационной обстановки проводить с помощью комплекса SCALE, а последующие - с помощью программы MCNP. Алгоритм такого моделирования представлен в табл. 4.

Таблица 4. Алгоритмы расчёта радиационных характеристик ОЯТ по комплексам SCALE (SAS2H) и SCALE-MCNP.

SCALE (SAS2H) Этапы SCALE-MCNP

BONAMI-S NITAWL-II XSDRNPM-S COUPLE ORIGEN-S Подготовка констант BONAMI-S NITAWL-II XSDRNPM-S COUPLE ORIGEN-S

ORIGEN-S Расчёт выгорания и распада, подготовка источника излучения ОЯТ ORIGEN-S

BONAMI-S NITAWL-II XSDRNPM-S Анализ взвешенных по ячейке сечений в топливной зоне

BONAMI-S NITAWL-II XSDRNPM-S Расчёт переноса через защитную оболочку транспортного контейнера MCNP

XSDOSE Расчёт дозовых характеристик за слоем защиты MCNP

При использовании любой расчётной методики всегда возникает вопрос о точности полученных результатов. Поэтому в пятой главе была произведена оценка погрешностей, возникающих при моделировании радиационной обстановки, и оценка их вклада в суммарную погрешность.

Было бы удобно, если бы ответ на этот вопрос был бы уже дан разработчиками использованных программных средств - SCALE и MCNP. Рассмотрим, что говорится в описании этих программ по поводу точности ; получаемых с их помощью результатов.

1 В описании комплекса SCALE приводится только одно сравнение

i

рассчитанной мощности дозы с измеренной. Авторы предполагают, что | полученные расхождения можно объяснить несколькими причинами:

Упрощение в геометрии TBC реактора В WR; Неточности в модели выгорания ядерного топлива;

• Использование предположения, что контейнер полностью заполнен

одинаковыми сборками;

• Полная гомогенизация внутреннего пространство контейнера;

• Использование одномерной модели транспортного контейнера.

Однако вопрос о вкладе каждого из этих факторов в суммарную погрешность разработчиками SCALE не рассматривался.

Для программы MCNP можно выделить два типа погрешностей: статистическую (т.е. меру разброса результатов относительно средней величины) и систематическую (т.е. близость среднего результата к истинному значению). В описании MCNP рассматривается только статистическая погрешность. Точность результата - не рассматривается.

Итак, можно предположить, что на погрешность моделирования радиационной обстановки вокруг контейнера с ОТВС влияют следующие факторы: погрешность в определении глубины выгорания, расчётная модель, параметры кампании. Рассмотрим эти факторы.

Глубина выгорания современными методами определяется с погрешностью 5-10%. На её основе определяется изотопный состав ОЯТ. Причём погрешность расчёта концентраций актинидов составляет, как правило, менее 5% для изотопов, влияющих на коэффициент размножения. Но для актинидов, создающих нейтронный фон эта погрешность гораздо выше. Например для основного из них - 24lCm - эта погрешность может превышать 20%. И это не является недостатком именно комплекса SCALE. Согласно недавним исследованиям [2], большинство современных программ занижают концентрацию 244Ст до 20%. Погрешности концентраций продуктов деления, определяющих гамма-фон, как правило находятся в пределах 5-10%.

Влияние различных параметров на конечный результат - мощность дозы -было рассмотрено в «модельной» задаче. В результате расчётов было выявлено, что на мощность дозы по нейтронной и гамма составляющей

влияют совершенно разные факторы. Гамма доза наиболее чувствительна к параметрам кампании реактора. Нейтронная доза чувствительна к неопределённостям в глубине выгорания и в спектре.

Также было рассмотрено влияние на результат геометрической модели. Проводилось сравнение трёх геометрических моделей: одномерной, одномерной с учётом торцевой защиты контейнера и трёхмерной.

Было установлено, что использование трёхмерной геометрической модели не влияет существенно на величину мощности дозы по гамма составляющей, но очень существенно - по нейтронной составляющей. Причём основной вклад в этот эффект вносит учёт торцевой защиты контейнера. Учёт гетерогенной структуры внутренней зоны контейнера сказывается на результатах заметно меньше. В результате мощность нейтронной дозы, рассчитанная в трёхмерном приближении, может возрастать на порядок по сравнению с результатами, полученными из одномерного расчёта. Это приводит к тому, что при достижении глубоких выгораний нейтронная доза становится сравнима с гамма дозой. И суммарная мощность дозы, рассчитанная с использованием трёхмерной модели, может превышать пределы, установленные нормативными документами. В тоже время суммарная мощность дозы, рассчитанная в одномерной модели, будет ниже предельно допустимой. Т.е. моделирование радиационной обстановки вокруг транспортного контейнера следует проводить в трёхмерной геометрии.

В ходе диссертационной работы для расчётов применялась программа МСИР, поэтому в приложении сформулированы методические рекомендации по использованию метода Монте-Карло в задачах по определения радиационной обстановки.

Основные результаты диссертационной работы

1. На основании анализа современного состояния методов и программ, используемых для определения радиационных характеристик ОЯТ, поставлена задача разработки комплексного метода для численного моделирования и оценки погрешности радиационной обстановки вокруг транспортного контейнера, содержащего облучённое ядерное топливо перспективных типов и/или с повышенной глубиной выгорания.

2. Предложена новая методика для одновременного независимого определения глубины выгорания и времени выдержки облучённого ядерного топлива и проведено её расчётное обоснование.

3. На основе метода дискретных ординат рассчитаны радиационные источники для нескольких типов ОЯТ в широком диапазоне глубин выгорания и проведён их сравнительный анализ. Также для всех рассмотренных типов ОЯТ при различных глубинах выгорания были определены:

- структура радиационного источника;

- основные изотопы, вносящие свой вклад в различные составляющие радиационного источника.

4. На основе соединения возможностей методов дискретных ординат и Монте-Карло, предложена методика для численного моделирования радиационной обстановки вокруг контейнера с ОЯТ в реальной трёхмерной геометрии.

5. Проведена оценка погрешностей, возникающих при моделировании радиационной обстановки вокруг контейнера с ОЯТ. Рассмотрен вклад различных составляющих в суммарную погрешность. Даны рекомендации по использованию программы МС№ для решения задач на глубокое пропускание излучения и определением радиационных характеристик ОЯТ.

Литература

1. Г.Г.Куликов, А.Н.Шмелев, Э.Ф.Крючков, Г.В.Тихомиров и др., Физические характеристики легководного ядерного реактора со сверхдлинной кампанией ториевого топлива, Известия вузов, Ядерная энергетика, №1,2002, стр. 18-28.

2. К. Okumara, Т. Mori. Validation of а continuous-energy Monte-Carlo burn-up code MVP-BURN and its application to analysis of post irradiation experiment. Journal of Nuclear Science and Technology. Vol. 37, N2,2000.

Публикации по теме диссертации

1. В.А. Опаловский, Г.В. Тихомиров. Расчетные исследования параметров ОЯТ в целях безопасного обращения, учёта и контроля. Научная сессия МИФИ-2002. Сборник научных трудов. Том 8. Москва, МИФИ, 2002.

2. В.А. Опаловский, Г.В. Тихомиров. Сравнительный анализ радиационных характеристик различных типов ОЯТ. Научная сессия МИФИ-2003.

1 Сборник научных трудов. Том 8. Москва, МИФИ, 2003.

I

3. В.А. Опаловский, Г.В. Тихомиров. Моделирование радиационной обстановки вокруг контейнера с ОЯТ. Научная сессия МИФИ-2004. Сборник научных трудов. Том 8. Москва, МИФИ, 2004.

1 4. В.А. Опаловский, Г.В. Тихомиров. Анализ погрешностей при моделировании радиационной обстановки вокруг ТУК с ОТВС. Научная сессия МИФИ-2006. Сборник научных трудов. Том 8. Москва, МИФИ,

1 2006.

| 5. В.А. Опаловский, Г.В. Тихомиров. Расчётно-экспериментальная методика

i определения параметров ОЯТ. Материалы XII семинара по проблемам

физики реакторов ВОЛГА-2002. Москва, 2002.

6. В.А. Опаловский, Г.В. Тихомиров. Моделирование радиационной обстановки вокруг контейнера с ОЯТ. Материалы XIII семинара по проблемам физики реакторов BOJITA-2004. Москва, 2004.

7. В.А. Опаловский, Г.В. Тихомиров, Э.Ф. Крючков. Методика расчёта радиационной обстановки вокруг контейнера с ОЯТ. «Известия высших учебных заведений. Ядерная Энергетика», 2004 г, №4.

8. E.F.Kryuchkov, V.A.Opalovsky, G.V.Tikhomirov. "Comparative Analysis of Radiation Characteristics from various types of Spent Nuclear Fuel." Proceeding of the SNA-2003, Paris, France, 2003.

9. E.F.Kryuchkov, V.A.Opalovsky, G.V.Tikhomirov, "Modeling of radiation field around spent fuel container", Radiation Protection Dosimetry (2005), vol. 116, No 1-4, pp. 575-578.

Принято к исполнению 20/12/2006 Исполнено 20/12/2006

Заказ № 1067 Тираж: 100 экз.

Типография «11-й ФОРМАТ» ИНН 7726330900 115230, Москва, Варшавское т., 36 (495) 975-78-56 www.autoreferat.ru

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1. ОБЗОР РАСЧЁТНЫХ И ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ МЕТОДИК ОПРЕДЕЛЕНИЯ ПАРАМЕТРОВ ОЯТ.

1.2 Введение.

1.2 Экспериментальное определение глубины выгорания и времени выдержки ОЯТ.

1.3 Изотопный состав ОЯТ.

1.4 Ядерная безопасность ОЯТ.

1.5 Радиационная безопасность ОЯТ.

ГЛАВА 2. РАЗРАБОТКА НОВОЙ РАСЧЁТНО-ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЙ МЕТОДИКИ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ГЛУБИНЫ ВЫГОРАНИЯ И ВРЕМЕНИ

ВЫДЕРЖКИ ОЯТ.

ГЛАВА 3. СТРУКТКРА РАДИАЦИОННЫХ ИСТОЧНИКОВ ОЯТ.

3.1 Изотопный состав ОЯТ.

3.2 Радиационное излучение ОЯТ.

3.3 Радиационный источник ОЯТ при различных глубинах выгорания.

3.3.1. Нейтронный источник.

3.3.2 Формирование нейтронного источника.

3.3.3 Источник гамма-квантов.

3.3.4 Формирование источника гамма-квантов.

3.3.5 Основные продукты деления вносящие вклад в гамма-фон.

3.3.6 Верификация полученных результатов.

3.3.7 Выводы.

ГЛАВА 4. МОДЕЛИРОВАНИЕ РАДИАЦИОННОЙ ОБСТАНОВКИ ВОКРУГ ТРАНСПОРТНОГО КОНТЕЙНЕРА С ОЯТ.

4.1 Алгоритм моделирования радиационной обстановки вокруг транспортного контейнера с ОЯТ.

4.2 Результаты расчёта мощности дозы по SCALE.

4.3 Результаты расчётов мощности дозы по комплексу SCALE-MCNP.

ГЛАВА 5. ПОГРЕШНОСТИ ОПРЕДЕЛЕНИЯ РАДИАЦИОННЫХ ХАРАКТЕРИСТИК ОЯТ.

5.1 Место моделирования радиационной обстановки в обосновании безопасного обращения с ОЯТ.

5.2 Погрешность моделирования радиационной обстановки вокруг транспортного контейнера с ОЯТ.

5.2.1 Погрешность SAS2H.

5.2.2 Погрешность MCNP.

5.2.3 Различные составляющие неопределённости мощности дозы.

В июне 1954 года, с пуском Первой в мире АЭС в городе Обнинске, началась эпоха ядерной энергетики. За это время ядерная энергетика прошла большой путь развития и на сегодняшний день покрывает свыше 17% потребностей человечества в электроэнергии, а в некоторых странах доля выработки электроэнергии на атомных электростанциях (АЭС) превышает 50%. Несмотря на это, среди индустриально развитых стран нет общей точки зрения в оценке роли ядерной энергетики.

На начальном этапе развития ядерной энергетики от неё ожидались очень высокие темпы роста. Так, в СССР планировалось довести годовую выработку электроэнергии на АЭС к 1990 году до 320 млрд. кВт*ч, а 2000 г этот показатель предполагалось увеличить ещё в несколько раз [1]. Считалось, что ядерная энергетика уже в ближайшем будущем способна начать вырабатывать электричество по ценам гораздо более низким, чем тепло- и гидроэнергетика.

На начальном этапе для таких прогнозов, казалось, были все основания. Принцип работы ядерного реактора достаточно прост, были найдены и сравнительно простые технические воплощения этого принципа в жизнь. Всё это позволяло строить первые реакторы и первые атомные электростанции в очень сжатые сроки. АЭС потребляли мало топлива и не загрязняли окружающую среду выбросами. Начало развития реакторов на быстрых нейтронах с коэффициентом воспроизводства больше единицы позволяло надеяться уже в ближайшие десятилетия сделать энергетику менее зависимой от органического топлива, запасы которого не бесконечны. Однако кроме строительства и эксплуатации АЭС, у ядерной энергетики появился целый ряд сопутствующих проблем, нетрадиционных для остальных типов энергетики.

Нераспространение ядерных материалов и технологий, обращение с радиоактивными отходами (РАО), обращение с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ), обеспечение ядерной и радиационной безопасности на всех стадиях ядерного топливного цикла (ЯТЦ) - все эти проблемы были известны с самого начала развития ядерной энергетики, но не все они на сегодняшний день успешно решены. Одной из такой проблем является обращение с ОЯТ.

В мире до сих пор не существует единого взгляда на обращение с ОЯТ. В настоящее время отработавшее ядерное топливо ядерных реакторов после выгрузки из активной зоны выдерживается в течении нескольких лет в бассейнах-хранилищах АЭС. После этого ОЯТ транспортируют либо на завод по переработке, где из него можно изготовить новое свежее топливо для АЭС, либо в сухое временное хранилище. Возможен также вариант долговременного захоронения ОЯТ, и в настоящее время он прорабатывается в США (в хранилище Юкка-Маунтин) и в Европейском Союзе (Швеция). Но, во-первых, эти хранилища могут обеспечить захоронение только части существующего ОЯТ, а, во-вторых, захоронение ценного энергетического сырья, входящего в состав ОЯТ (недовыгоревший уран и плутоний) не является, видимо, оптимальным решением.

Кроме того, отработавшее ядерное топливо является потенциально опасным материалом и поэтому необходимо также обеспечить безопасность обращения с ним на всех этапах ЯТЦ. Основной составляющей безопасного обращения с ОЯТ является ядерная безопасность. Но с развитием ядерной энергетики и с увеличением числа операций с ОЯТ всё большее значение приобретает радиационная безопасность.

В данной диссертации рассматривается вопрос именно о радиационной безопасности обращения с ОЯТ во внешнем ЯТЦ: при его хранении, транспортировании и переработке. Диссертация состоит из введения, пяти глав, общих выводов, библиографии и приложения.

3.3.7 Выводы

Как было продемонстрировано на примере трёх типов ОЯТ в широком диапазоне глубин выгорания, после нескольких лет выдержки радиационная обстановка вокруг ОТВС определяется набором всего из нескольких изотопов. Причём это справедливо как для нейтронной, так и для гамма составляющей радиационного фона. Поэтому с точки зрения радиационной обстановки вокруг ОТВС целесообразно рассматривать только эти «ключевые» изотопы. К примеру, в работе [34], где исследуются радиационные характеристики ОЯТ, рассматриваются в несколько раз больше радиационных изотопов. Зато в работе [41] они рассматриваются не все.

Как нейтронный, так гамма-фон, создаваемый ОТВС, определяют изотопы, практически не влияющие на критику. Особенно это характерно для актинидов, определяющих нейтронный фон ОТВС. В связи с этим можно рекомендовать проведение дополнительных экспериментальных исследований по определению их концентраций в ОЯТ.

Гамма-фон вокруг ОТВС на несколько порядков превышает нейтронный. Но с ростом глубины выгорания нейтронный фон растёт гораздо быстрее, чем гамма фон. Это можно объяснить тем, что продукты деления, которые определяют гамма-фон, накапливаются линейно с глубиной выгорания. А накопление младших актинидов, создающих нейтронный фон, можно аппроксимировать полиномом четвёртой степени. Таким образом, с ростом глубины выгорания роль нейтронного фона растёт. И, как будет показано в следующей главе, при помещении ОЯТ в транспортный контейнер мощность дозы создаваемая нейтронным излучением может достигать тех же порядков, что и мощность дозы создаваемая гамма излучением. Но во многих работах, посвящённых радиационным характеристикам ОЯТ, в том числе [34], рассмотрение нейтронного фона не проводится вообще. А в работах посвящённым изотопному составу ОЯТ [41], не проводится рассмотрения. концентраций актинидов, определяющих нейтронный фон.

Погрешность радиационного источника ОЯТ определяется погрешностями в ядерных данных и в концентрациях «ключевых» изотопов. Основной вклад в общую погрешность вносит именно неопределённость в концентрациях.

ГЛАВА 4. МОДЕЛИРОВАНИЕ РАДИАЦИОННОЙ ОБСТАНОВКИ ВОКРУГ ТРАНСПОРТНОГО КОНТЕЙНЕРА С ОЯТ

В данной главе будет представлена методика расчёта радиационной обстановки вокруг контейнера с ОЯТ и описаны её особенности. Будет продемонстрировано, что использование упрощённых методов при определении радиационных характеристик ОЯТ может приводить к появлению ошибок. Так же будет предложена новая методика на основе комбинации методов дискретных ординат и Монте-Карло.

В рамках данной главы будут рассмотрены радиационные характеристики ОЯТ только на одном этапе ЯТЦ - на этапе его транспортирования и хранения в транспортных упаковочных комплектах (транспортных контейнерах). Все представленные данные, если это не упомянуто особо, рассчитаны для уранового ОЯТ реактора ВВЭР - 1000.

4.1 Алгоритм моделирования радиационной обстановки вокруг транспортного контейнера с ОЯТ

Задачу моделирования радиационной обстановки вокруг контейнеров с ОЯТ можно разбить на несколько этапов:

1. Расчёт изотопного состава ОЯТ;

2. Определение источников нейтронного и гамма излучений от ОЯТ и конструкционных материалов TBC;

3. Расчёт переноса излучения через стенки контейнера;

4. Определение дозы в различных пространственных точках вокруг контейнера.

Первые два пункта были рассмотрены в предыдущей главе. Далее будут рассмотрены пункты 3 и 4, т.е. расчёты переноса излучения и мощности дозы вокруг транспортного контейнера.

Для проведения данных расчётов можно воспользоваться комплексом SCALE, в рамках которого предусмотрена управляющая последовательность SAS2H, предназначенная для решения именно таких задач. В процессе разработки последовательности SAS2H была проведена валидация системы на основе расчетов радиационной обстановки вокруг контейнеров, содержащих ОЯТ легководных реакторов [58, 59].

Расчёты изменения выгорания топлива в модуле SAS2H проводятся с помощью программы ORIGEN-S. При подготовке констант нейтронный спектр рассчитывается в многогрупповом приближении в одномерной цилиндрической геометрии. В процессе выгорания константы могут неоднократно пересчитываться с учетом изменения нейтронного спектра и выделяемой мощности. Расчеты benchmarks тестов легководных реакторов показали удовлетворительную точность результатов получаемых по модулю SAS2H для ячеечных задач burnup credit [41]. Однако очевидно, что результаты расчетов выгорания топлива в гетерогенных TBC с помощью последовательности SAS2H будут содержать дополнительные ошибки, связанные с приближенным описанием спектра и геометрии.

В последовательности SAS2H после расчета источников нейтронного и гамма излучений проводится расчет мощности эквивалентной дозы в различных точках за пределами транспортного контейнера. Этот расчет состоит из двух этапов. На первом этапе проводится расчет переноса излучения через штатные слои транспортного контейнера в одномерной цилиндрической геометрии. При этом область размещения TBC гомогенизируется (геометрическая модель, используемая в комплексе SCALE, показана на рис. 4.1). На втором этапе, проводится расчет доз с учетом ограниченной высоты.

Помимо использования одномерной цилиндрической геометрической модели, управляющая последовательность SAS2H имеет ещё несколько приближений:

• Отсутствие аксиального распределения;

• Плотности материалов в топливной ячейке постоянны по всему их объёму;

• Температура считается постоянной в каждой зоне ячейки;

• В сборке допускается использование топливных стержней только одного типа.

Как правило, в транспортный контейнер можно поместить до 12 TBC. Если все TBC имеют одинаковую глубину выгорания и контейнер полностью заполнен, то гомогенизация области размещения TBC может быть оправдана. Однако при расчете доз возможно появление ошибок, связанных с приближенным описанием профиля вытекающего излучения по высоте контейнера.

В контейнер могут быть помещены TBC с различной глубиной выгорания или контейнер может быть заполнен не полностью. В таких случаях для получения результатов о распределении мощности эквивалентной дозы вокруг контейнера необходимо использовать более точные модели.

Для моделирования радиационной обстановки вокруг транспортного контейнера с ОЯТ в 3-D геометрии можно использовать программу MCNP [60], которая предназначена для расчёта переноса нейтронов, гамма-квантов и электронов в произвольной геометрии на основе метода Монте-Карло.

В рамках решаемой задачи к достоинствам программы MCNP можно отнести следующее:

• Реальная трёхмерная геометрия;

• Возможность расчёта не полностью загруженного контейнера;

• Возможность расчёта контейнера с TBC нескольких типов.

Однако МСМ5 не предназначена для расчёта выгорания, т.е. с её помощью невозможно выполнение первого пункта моделирования радиационной обстановки - расчёта изотопного состава ОЯТ.

Таким образом видно, что ни модуль 8А82Н, ни программа МСЫР по отдельности не подходят для моделирования радиационной обстановки вокруг контейнера с ОЯТ. Поэтому для корректного описания радиационного поля вокруг транспортного контейнера целесообразно объединение возможностей этих программ. При этом выгорание считается по модулю 8А82Н, а перенос излучения - по программе МС№\ Алгоритм такого расчёта представлен в таблице 4.1.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

1. На основании анализа современного состояния методов и программ, используемых для определения радиационных характеристик ОЯТ, поставлена задача разработки комплексного метода для численного моделирования и оценки погрешности радиационной обстановки вокруг транспортного контейнера, содержащего облучённое ядерное топливо перспективных типов и/или с повышенной глубиной выгорания.

2. Предложена новая методика для одновременного независимого определения глубины выгорания и времени выдержки облучённого ядерного топлива и проведено её расчётное обоснование.

3. На основе метода дискретных ординат рассчитаны радиационные источники для нескольких типов ОЯТ в широком диапазоне глубин выгорания и проведён их сравнительный анализ. Также для всех рассмотренных типов ОЯТ при различных глубинах выгорания были определены:

- структура радиационного источника;

- основные изотопы, вносящие свой вклад в различные составляющие радиационного источника.

4. На основе соединения возможностей методов дискретных ординат и Монте-Карло, предложена методика для численного моделирования радиационной обстановки вокруг контейнера с ОЯТ в реальной трёхмерной геометрии.

5. Проведена оценка погрешностей, возникающих при моделировании радиационной обстановки вокруг контейнера с ОЯТ. Рассмотрен вклад различных составляющих в суммарную погрешность. Даны рекомендации по использованию программы МСМР для решения задач на глубокое пропускание излучения и определением радиационных характеристик ОЯТ.

1. Атомная наука и техника СССР. Под ред. A.M. Петросьянца. - Москва, Энергоатомиздат, 1987.

2. Экологическая безопасность ядерно-энергетического комплекса России. И.И. Крышев, Е.П. Рязанцев. Москва, ИздАТ, 2000.

3. Радиационные характеристики топлива и отходов в уран-плутониевом и торий-урановом топливном цикле. Б.А. Габараев, И.Х. Ганев, A.B. Лопаткин, В.Г. Муратов, В.В. Орлов. Атомная энергия, Т.90, вып. 6, июнь 2001.

4. Маширев В.П., Шаталов В.В., Гребёнкин К.Ф. Пирохимическая переработка оружейного плутония как ядерного топлива для энергетических реакторов. Атомная энергия, №3 2001.

5. Пономарёв-Степной H.H., Алексеев П.Н., Давиденко В.Д. Сравнения направлений развития ядерной энергетики XXI века на основе расчётов материальных балансов. Атомная энергия, т.91, вып. 5, ноябрь 2001.

6. Решетников Ф.Г. Состояние разработок и производства уран-плутониевого топлива для быстрых реакторов. Атомная энергия, т.91, вып. 6, декабрь 2001.

7. Митенков Ф. М. Перспективы развития ядерной энергетики в России. Атомная энергия, №1 2002.

8. Стратегия развития ядерной энергетики России в первой половине XXI века. Документ, одобренный правительством России. 25.05.2000.

9. Белая книга ядерной энергетики. Монография. Под ред. Е. О. Адамова. Москва, НИКИЭТ, 1998.

10. Твэлов Ю. Безопасное обращение с плутонием. Атомная техника за рубежом, 2000 №4.

11. Kryuchkov E.F., Glebov V.B., Apse V.A., Shmelev A.N. Application of ADS for creation of long-term radiation barrier in MOX-fiiel. PHYSOR 2002, Seoul, Korea.

12. Фёдоров Ю.С., Бибичев Б.А. и др. Использование регенерированного урана и плутония в тепловых реакторах. Атомная Энергия, т.99, вып. 2, август 2005.

13. ВВЭР-ы, БН-ы или БРЕСТ-ы? Ключевая роль технологии радиохимической переработки облучённого ядерного топлива в определении будущего ядерной энергетики. С.Г. Городков, A.B. Клименко, Ш. Кошован, Ю.С. Марина. Электросталь, 2002.

14. Радиационный баланс при развитии ядерной энергетики с реакторами БРЕСТ 1200 и ВВЭР - 1000. И.Х. Ганев, A.B. Лопаткин, В.В. Орлов. -Атомная энергия, Т.91, вып. 5, ноябрь 2001.

15. Пономарёв-Степной H.H., Алексеев П.Н., Давиденко В.Д. Сравнения направлений развития ядерной энергетики XXI века на основе расчётов материальных балансов. Атомная энергия, т.91, вып. 5, ноябрь 2001.

16. F. G. Reshetnikov, Y. К. Bibiloshvily, В. D. Rogozkin. Production and studies of U and Pu nitrides as nuclear fuel and forms of weapon's grade plutonium storage. France, Global 95.

17. Ганев И.Х., Лопаткин A.B., Орлов B.B. Гомогенная трансмутация Am, Cm, Np в активной зоне реактора типа БРЕСТ. Атомная энергия, т.89, вып. 5, ноябрь 2000.

18. Г.Г.Куликов, А.Н.Шмелев, Э.Ф.Крючков, Г.В.Тихомиров и др., Физические характеристики легководного ядерного реактора со сверхдлинной кампанией ториевого топлива, Известия вузов, Ядерная энергетика, №1,2002, стр. 18-28

19. Имамура Т., Сайто М, Иосида Т., Артисюк В. Возможность использования ^'Ра в высокотемпературном газовом реакторе с ториевым топливом. Атомная техника за рубежом, 2002, №11.

20. Буртак Ф., Убан П. Глубокое выгорание сокращает затраты на топливный цикл. Атомнаятехниказарубежом,2001,№4.

21. Правила безопасности при хранении и транспортировке ядерного топлива на объектах атомной энергетики ПНАЭ Г-14-029-91. М.: ЦНИИатоминформ, 1992.

22. Пассивный неразрушающий анализ ядерных материалов. Д. Райли, Н. Эннслин, X. Смит, С. Крайнер. Москва, Бином, 2000.

23. А.В. Бушуев. Методы измерений ядерных материалов. Москва, МИФИ, 2001.

24. Hsue S., Crane Т., Talbert W., Lee J. Nondestructive assay methods for irradiated nuclear fuels. Report Los Alamos National Laboratory LA-6923-MS, 1978.

25. Ronald I., Bronowski D., Boster G., Siebelist R. Measurements on spent fuel assemblies at Arkansas Nuclear one using the fork system. Report Sandia National Laboratory SAND-96-1364,1997.

26. Определение выгорания отработавшего ядерного топлива при перегрузке. С.Г. Олейник, М.В. Максимов, О.В. Маслов. Атомная энергия, Т.92, вып. 4, апрель 2002.

27. Пыткин Ю.Н., Андрушечко С.А., Васильев Б.Ю., Голощапов С.Н. Внедрение на Кольской АЭС прибора для измерения глубины выгорания отработавших тепловыделяющих сборок. Межд. Кнференция по учёту, контролю и физ. защите ядерных материалов. Обнинск, 1997.

28. Haggard D., Tanner J. Determination Curie content and 134^137Cesium ratios by gamma spectroscopy of high burnup plutonium-aluminum fuel assemblies. Report Pacific Northwest National LaboratoryPNNL-1609, 1997.

29. Tiitta A., Dvoyeglazov A. WER 1000 SFAT - Specification of an industrial prototype. Intern. Report on task FIN A 1073 of the Finnish Support programme to IAEA safeguards, STUK-YTO-TR 161, Helsinki, 2000.

30. Справочник по образованию нуклидов в ядерных реакторах. A.C. Герасимов, Т.С. Зарицкая, А.П. Рудик. Москва, Энергоатомиздат, 1989.

31. Определение выгорания и изотопного состава отработавшего топлива ВВЭР 365. A.B. Степанов, Т.П. Макарова, Б.А. Бабичев и др. -Атомная энергия, 1980. Т.49, вып. 4.

32. Определение содержания изотопов урана и трансурановых элементом в отработавшем топливе ВВЭР 365. В.Я. Габескирия, В.В. Грызина, A.A. Зайцев и др. - Атомная энергия, 1978. Т.44, вып. 5.

33. Радиационные характеристики облучённого ядерного топлива: Справочник. В.М. Колобашкин, П.М. Рубцов, П.А. Ружанский, В.Д. Сидоренко. Москва, Энергоатомиздат, 1983.

34. Оценка нуклидного состава уран-ториевого топлива, облученного в реакторах ВВЭР. Т.С. Зарицкая, JI.B. Матвеев, В.Ю. Рогожкин, А.П. Рудик, Э.М. Центер. Вопросы атомной науки и техники. 1987, вып. 8.

35. Адамов Е.О., Ганев И.Х., Лопаткин A.B., Муратов В.Г., Орлов В.В. Наработка Актиноидов в открытом и замкнутом ЯТЦ. Атомная энергия, т.85, вып. 1, июль 1998.

36. Степанов A.B., Макарова Т.П. и др. Определение выгорания и изотопного состава отработавшего топлива ВВЭР-440. Атомная Энергия, т.55, вып. 3, сентябрь 1983.

37. Фёдоров Ю.С., Бибичев Б.А. и др. Использование регенерированного урана и плутония в тепловых реакторах. Атомная Энергия, т.99, вып. 2, август 2005.

38. Степанов A.B., Макарова Т.П. и др. Определение выгорания и изотопного состава отработавшего топлива ВВЭР-365. Атомная Энергия, Т.49, вып. 4, октябрь 1980.

39. OECD/NEA Burn-up credit criticality benchmarks (Phase Ia-IVb). Japan 1992-2002.

40. K. Okumara, T. Mori. Validation of a continuous-energy Monte-Carlo burn-up code MVP-BURN and its application to analysis of post irradiation experiment. Journal of Nuclear Science and Technology. Vol. 37, N2,2000.

41. Положение о порядке проведения экспертизы документов, обосновывающих обеспечение ядерной и радиационной безопасности ядерной установки, радиационного источника, пункта хранения и (или) качества заявленной деятельности РД-03-13-99.

42. Н.В. Омельченко, В.И. Савандер, A.A. Смирнов, B.C. Харитонов. Транспортные контейнеры для перевозки отработавших TBC реакторов разных типов. Москва, МИФИ, 2001.

43. Н.В. Омельченко, A.A. Смирнов. Контейнеры для перевозки отработанного ядерного топлива АЭС. Часть 1. Научная сессия МИФИ-2000. Сборник научных трудов. Том 8. Москва, МИФИ, 2000.

44. Апсэ В.А., Шмелёв А.Н. Ядерные технологии. МИФИ, Москва, 2001.

45. Правила безопасности при транспортировании радиоактивных материалов НП-053-04.

46. Маслов О.В., Олейник С.Г. Аппаратура и методика контроля высокорадиоактивных материалов и топлива в технологии обращения с ОЯТ. Межд. Конф. Укр. ЯО. Киев, 2000.

47. Определение нейтронной эмиссии отработавшего топлива РБМК по результатам разрушающего анализа. А.Г. Коренков, Т.П. Макарова, A.B.

48. Степанов, Е.В. Певцова, Б.Н. Беляев, А.А. Воронков. Атомная энергия, 2002. Т.93, вып. 4, октябрь 2002.

49. Маслов О.В., Максимов М.В., Олейник С.Г. Обоснование радиационных методов контроля состояния ядерного топлива в реальном времени при проведении перегрузки. Труды Одесского политехнического университета, 2000, вып. 3.

50. Маслов О.В., Олейник С.Г. Автоматизированная система контроля распределения продуктов деления в ТВС ВВЭР 1000 при проведении перегрузки ядерного топлива. 2-я Межд. конф. «Учёт, контроль и физ. защита ядерных материалов». Обнинск, 2000.

51. Галченков О.Н., Маслов О.В., Олейник С.Г. Сравнение двух способов построения спектров в цифровом гамма-спектрометре. Ядерная и радиационная безопасность, 2000, т. 3, вып. 3.

52. Маслов О.В., Олейник С.Г. Савельев С.А. Определение глубины выгорания ядерного топлива в реальном времени при проведении перегрузки. Автоматика. Автоматизация. Электротехнические комплексы и системы. 2000, №16.

53. Application of nondestructive gamma-ray and neutron techniques Report Los Alamos National Laboratory LA-8212,1980.

54. J.R.Deen, W.L.Woodruff, and C.I.Costescu, "WIMS-D4M User Manual, Rev. 1," ANL/RERTR/TM-23, Argonne National Laboratory, October 1995.

55. K.Tsuchinashi, Y.Ishiguro, K. Kaneko and M.Ido, "Revised SRAC Code System", JAERI 1302 (1986).

56. O. W. Hermann, S. M. Bowman, M. C. Brady, and С. V. Parks, Validation of the SCALE System for PWR Spent Fuel Isotopic Composition Analyses,

57. ORNL/TM-12667, Martin Marietta Energy Systems, Inc., Oak Ridge Natl. Lab., (1995).

58. M. D. DeHart and 0. W. Hermann, An Extension of the Validation of SCALE (SAS2H) Isotopic Predictions for PWR Spent Fuel, ORNL/TM-13317, Lockheed Martin Energy Research Corp., Oak Ridge Natl. Lab., (1996).

59. Judith A.Briesmeister, Ed., "MCNP-A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 4B", Los Alamos National Laboratory report LA-12625-M, Version 4B (March 1997).

60. Правила обеспечения радиационной безопасности при транспортировании отработавшего ядерного топлива от атомных станций железнодорожным транспортом ПРБ-88.

61. G. Estes, Е. Cashwell. «MCNP1B Variance Error Estimator», TD 6-27-78.

62. S. Pederson. "Mean Estimation in Highly Skewed Samples". Los Alamos National Laboratory Report LA 12114 - MS (1991).

63. G. Aliberty, M. Salvatores. A Systematic Approach to Nuclear Data Uncertainties and their Impact on Transmutation Strategies.

64. Шаталов B.B., Серегин М.Б., Харин В.Ф. Газофториная технология переработки отработавшего оксидного топлива. Атомная энергия, №3 2001.

65. Сидоренко В.А. Исследования и разработки по ядерным реакторам для энергетики России. Атомная энергия, т. 90, вып. 6, июнь 2001.

66. Внуков B.C., Рязанов Б.Г. Проблемы и опыт обеспечения ядерной безопасности при хранении отработанного топлива АЭС. Атомная энергия, т.91, вып. 4, октябрь 2001.

67. J. P. Malone, J. J. Stobbs. Dual-purpose metal casks: the versatile approach to interim storage of spent fuel. France, Global 95.

68. В.А. Опаловский, Г.В. Тихомиров. Расчетные исследования параметров ОЯТ в целях безопасного обращения, учёта и контроля. Научная сессия МИФИ-2002. Сборник научных трудов. Том 8. Москва, МИФИ, 2002.

69. В.А. Опаловский, Г.В. Тихомиров. Сравнительный анализ радиационных характеристик различных типов ОЯТ. Научная сессия МИФИ-2003. Сборник научных трудов. Том 8. Москва, МИФИ, 2003.

70. В.А. Опаловский, Г.В. Тихомиров. Моделирование радиационной обстановки вокруг контейнера с ОЯТ. Научная сессия МИФИ-2004. Сборник научных трудов. Том 8. Москва, МИФИ, 2004.

71. В.А. Опаловский, Г.В. Тихомиров. Анализ погрешностей при моделировании радиационной обстановки вокруг ТУК с ОТВС. Научная сессия МИФИ-2004. Сборник научных трудов. Том 8. Москва, МИФИ, 2006.

72. В.А. Опаловский, Г.В. Тихомиров. Расчётно-экспериментальная методика определения параметров ОЯТ. Материалы XII семинара по проблемам физики реакторов ВОЛГА-2002. Москва, 2002.

73. В.А. Опаловский, Г.В. Тихомиров. Моделирование радиационной обстановки вокруг контейнера с ОЯТ. Материалы XIII семинара по проблемам физики реакторов ВОЛГА-2004. Москва, 2004.

74. В.А. Опаловский, Г.В. Тихомиров, Э.Ф. Крючков. Методика расчёта радиационной обстановки вокруг контейнера с ОЯТ. «Известия высших учебных заведений. Ядерная Энергетика», 2004 г, №4.

75. E.F.Kryuchkov, V.A.Opalovsky, G.V.Tikhomirov. "Comparative Analysis of Radiation Characteristics from various types of Spent Nuclear Fuel." Proceeding of the SNA-2003, Paris, France, 2003.

76. E.F.Kryuchkov, V.A.Opalovsky, G.V.Tikhomirov, "Modeling of radiation field around spent fuel container", Radiation Protection Dosimetry (2005), vol. 116, No 1-4, pp. 575-578.

77. F. G. Reshetnikov, Y. K. Bibiloshvily, B. D. Rogozkin. Production and studies of U and Pu nitrides as nuclear fuel and forms of weapon's grade plutonium storage. France, Global 95.

78. C. Bristol, N. Griffin, M. Carr. Irradiated fuel interim storage factors affecting selection. France, Global 95.

79. А. В. Бушуев, В. Н. Зубарев, А. Ф. Кожин. Новые эксперименты с облучёнными TBC ИРТ МИФИ. Научная сессия МИФИ-2002. Сборник научных трудов. Том 8. Москва, МИФИ, 2002.

80. ТЭО концепции РФ по обращению с ОЯТ. Москва, Минатом, 1999.

81. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций ОПБ -88/97. Москва, Госатомнадзор России, 1997.

82. R.J.Ellis, Analyses of Weapons-Grade МОХ WER-1000 Neutronics Benchmarks: Pin-Cell Calculations with SCALE/SAS2H, ORNL/TM-2000/4.

83. Б.А. Бибичев, B.B. Кожарин. Экспериментально-расчётный метод определения выгорания и изотопного состава топлива ВВЭР 440 по концентрациям 134Cs и 137Cs. ВАНиТ, серия Физика ядерных реакторов, 1992, вып. 4.

84. В.П. Васюхно, В.П. Жарков, М.Е. Нетеча. Влияние тепловых нейтронных констант на точность расчёта защиты реакторов. ВАНиТ, серия Физика и техника ядерных реакторов. 1986, вып. 4.

85. Т.С. Зарицкая, А.П. Рудик. Коррекция режимов облучения нуклидов. ВАНиТ, Физика и техника ядерных реакторов, 1988, вып. 3.

86. Маяновский М. С. Тенденции развития мировой энергетики. Атомная техниказарубежом,2001, №12

87. Твэлов Ю. Дозы облучения и радиационный риск на зарубежных ядерных объектах. Атомнаятехниказарубежом,2001,№6.

88. Котов В.М., Котов C.B., Тихомиров JI.H. Возможность создания теплового реактора с полным использованием уранового и ториевого сырья. Атомная энергия, т.95, вып. 5, ноябрь 2003.

89. Елагин А.П. Ядерные перевозки. Атомная техника за рубежом, 2004, №4.

90. Маяновский М.С. Новые технологии промежуточного хранения и переработки ядерного топлива в Японии. Атомная техника за рубежом, 2001, №4.

91. Тюлов Ю. Новое в сфере обращения с ядерным топливом в Европе. Атомная техника за рубежом, 2001, №8.

92. Камарке Н, Ледерманн П. Французские исследования и разработки в области переработки ядерного топлива. Атомная техника за рубежом, 2001, №8.

93. ПУБЛИКАЦИИ АВТОРА ПО ТЕМЕ ДИССЕРТАЦИИ

94. В.А. Опаловский, Г.В. Тихомиров, Э.Ф. Крючков. Методика расчёта радиационной обстановки вокруг контейнера с ОЯТ. «Известия высших учебных заведений. Ядерная Энергетика», 2004 г, №4.

95. E.F.Kryuchkov, V.A.Opalovsky, G.V.Tikhomirov, "Modeling of radiation field around spent fuel container", Radiation Protection Dosimetry (2005), vol. 116, No 1-4, pp. 575-578.

96. ДОКЛАДЫ НА НАУЧНЫХ КОНФЕРЕНЦИЯХ

97. В.А. Опаловский, Г.В. Тихомиров. Расчетные исследования параметров ОЯТ в целях безопасного обращения, учёта и контроля. Научная сессия МИФИ-2002. Сборник научных трудов. Том 8. Москва, МИФИ, 2002.

98. В.А. Опаловский, Г.В. Тихомиров. Сравнительный анализ радиационных характеристик различных типов ОЯТ. Научная сессия МИФИ-2003. Сборник научных трудов. Том 8. Москва, МИФИ, 2003.

99. В.А. Опаловский, Г.В. Тихомиров. Моделирование радиационной обстановки вокруг контейнера с ОЯТ. Научная сессия МИФИ-2004. Сборник научных трудов. Том 8. Москва, МИФИ, 2004.

100. В.А. Опаловский, Г.В. Тихомиров. Анализ погрешностей при моделировании радиационной обстановки вокруг ТУК с ОТВС. Научная сессия МИФИ-2006. Сборник научных трудов. Том 8. Москва, МИФИ, 2006.

101. В.А. Опаловский, Г.В. Тихомиров. Расчётно-экспериментальная методика определения параметров ОЯТ. Материалы XII семинара по проблемам физики реакторов ВОЛГА-2002. Москва, 2002.

102. В.А. Опаловский, Г.В. Тихомиров. Моделирование радиационной обстановки вокруг контейнера с ОЯТ. Материалы XIII семинара по проблемам физики реакторов ВОЛГА-2004. Москва, 2004.

103. E.F.Kryuchkov, V.A.Opalovsky, G.V.Tikhomirov. "Comparative Analysis of Radiation Characteristics from various types of Spent Nuclear Fuel." Proceeding of the SNA-2003, Paris, France, 2003.