Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Нейтронный фон композитного низкообогащенного уранового топлива исследовательского реактора ИВГ.1М

20.03.2022 2022 - №01 Моделирование процессов в объектах ядерной энергетики

Р.А. Иркимбеков А.Д. Вурим С.В. Беденко А.С. Сураев Г.А. Витюк

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2022.1.11

УДК: 621.039.5

Реактор ИВГ.1М является водо-водяным исследовательским реактором, проектом которого предусмотрено использование топлива с высоким обогащением. В рамках программы конверсии активной зоны реактор будет переведён на новое низкообогащенное композитное урановое топливо. Дальнейшая эксплуатация реактора определяется наличием свежего топлива для замены активной зоны после очередной кампании и возможностью обеспечения безопасного хранения, выгружаемого из активной зоны облучённого ядерного топлива (ОЯТ). Оценка условий безопасного хранения ОЯТ осуществляется с позиций обеспечения ядерной и радиационной безопасности.

Радиационная безопасность хранения топлива исследовательских реакторов достигается, в первую очередь, решением задач защиты от γ-излучения, при этом, как правило, не рассматривается нейтронное излучение в связи с его существенно более низкой интенсивностью в сравнении с γ-излучением. В отношении нового низкообогащенного топлива реактора ИВГ.1М, характеризующегося набором элементов с малой и средней атомной массой, на которых возможна реакция (α, n), оценка нейтронной составляющей является необходимой процедурой для обеспечения безопасного хранения топлива.

Предложена процедура расчёта нейтронной составляющей радиационных характеристик свежего и облучённого композитного топлива реактора ИВГ.1М, оценена (α, n)-составляющая. Результаты исследований будут полезны при выборе технологии хранения, транспортировки ОЯТ и для научного обоснования возможности использования нейтронного излучения для целей контроля выгорания.

Исследования выполнены с привлечением верифицированных расчётных кодов MCNP5 и Sources-4C, высокоточных экспериментальных EXFOR- и расчётных ENDSF-данных и библиотек оценённых ядерных данных.

Ссылки

  1. Иркимбеков Р.А., Жагипарова Л.К., Котов В.М., Вурим А.Д., Гныря В.С. Нейтронно-физическая модель реактора ИВГ.1М: разработка и верификация по критическому состоянию. // Атомная энергия. – 2019. – Т. 127 (2). – С. 63-68.
  2. Батырбеков Э.Г., Скаков М.К., Вурим А.Д., Колодешников А.А., Бакланов В.В., Гныря В.С., Иркимбеков Р.А., Зуев В.А., Гановичев А.А., Коянбаев Е.Т., Сапатаев Э.Э. Конверсия исследовательского реактора ИВГ.1М. // Вестник НЯЦ РК. – 2015. – № 2. – С. 6-18.
  3. Zhanbolatov O.M., Vurim A.D., Surayev A.S., Irkimbekov R.A. Development of Scenarios for Controlling the Fuel Campaign of The Ivg.1M Reactor with Leu-Fuel. // Journal of Physics: Conference Series. – 2022. –Vol. 2155. – Article 012017. DOI: https://doi.org/10.1088/1742-6596/2155/1/012017 .
  4. Wilson W.B., Perry R.T., Charlton W.S., Parish T.A. Sources: A Code for Calculating (alpha, n), Spontaneous Fission, and Delayed Neutron Sources and Spectra. // Progress in Nuclear Energy. – 2009. – Vol. 51 (4-5). – PP. 608-613.
  5. Буланенко В.И. О выходе нейтронов (α, n)-реакции на кислороде. // Атомная энергия. – 1979. – Т. 47 (1). – С. 28-31.
  6. Murata T., Shibata K. Evaluation of the (α, n) Reaction Nuclear Data for Light Nuclei. // Journal of Nuclear Science and Technology. – 2002. – Vol. 39. – PP. 76-79.
  7. Власкин Г.Н., Хомяков Ю.С., Буланенко В.И. Выход нейтронов реакции (α, n) на толстых мишенях легких элементов. // Атомная энергия. – 2014. – Т. 117 (5). – С. 287-293.
  8. Дулин В.В., Забродская С.А. О вкладе реакции (α, n) в интенсивность нейтронного излучения двуокиси плутония. // Известия вузов. Ядерная энергетика.– 2005. – № 4. – С. 18-24.
  9. Власкин Г.Н., Хомяков Ю.С. Спектры нейтронов (α, n)-реакции на толстых мишенях легких элементов. // Атомная энергия. – 2021.– Т. 130 (2). – С. 98-110.
  10. Pigni M., Croft S., Gauld I. Uncertainty Quantification in (α, n) Neutron Source Calculations for an Oxide Matrix. // Progress in Nuclear Energy. – 2016. – Vol. 91. – PP. 147-152.
  11. Simakov S., Berg Q. Update of the α-n Yields for Reactor Fuel Materials for the Interest of Nuclear Safeguards. // Nuclear Data Sheets. – 2017. –Vol. 139. – PP. 190-203.
  12. Evaluated Nuclear Data Library Descriptions, Nuclear Energy Agency. Электронный ресурс: https://oecd-nea.org/dbdata/data/nds_eval_libs.htm (дата доступа 28.09.2021).
  13. Беденко С.В., Кнышев В.В., Кузнецова М.Е., Шаманин И.В. Особенности формирования остаточного излучения дисперсионного микрокапсулированного ядерного топлива. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2018. – № 3. – С. 75-87. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2018.3.07 .
  14. Беденко С.В., Луцик И.О., Кнышев В.В., Губайдулин И.М., Шаманин И.В. Радиационные характеристики топлива со сложной внутренней структурой. // Вопросы радиационной безопасности. – 2019. – № 2. – С. 51-57.
  15. Ghal2Eh N., Rahmani F., Bedenko S.V. Conceptual Design for a New Heterogeneous 241Am-9 Be Neutron Source Assembly using Sources4C-MCNPX Hybrid Simulations. // Applied Radiation and Isotopes. – 2019. – Vol. 153. – Article 108811. DOI: https://doi.org/10.1016/j.apradiso.2019.108811 .
  16. Bedenko S.V., Ghal2Eh N., Lutsik I.O., Shamanin I.V. A Fuel for Generation IV Nuclear Energy System: Isotopic Composition and Radiation Characteristics. // Applied Radiation and Isotopes. – 2019. – Vol. 147. – PP. 189-196.
  17. Дулин В.В., Матвеенко И.П. Определение глубоко подкритических состояний размножающих сред методом Росси-альфа. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2002. – № 1. – С. 9-18.
  18. Грабежной В.А., Дулин В.А., Дулин В.В., Михайлов Г.М. Об определении умножения нейтронов методом Росси-альфа. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2021. – №2. – С. 50-58. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2021.2.05 .

реактор ИВГ.1М низкообогащённое керметовое урановое топливо радиационные характеристики (α, n)-реакция