XVIII Международная научно-практическая конференция «СОВРЕМЕННЫЕ ТЕХНИКА И ТЕХНОЛОГИИ» Секция 8: Физические методы в науке и технике ЧИСЛЕННОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ РАДИАЦИОННЫХ ПОЛЕЙ ИЗЛУЧЕНИЯ ВБЛИЗИ ТРАНСПОРТНОГО КОНТЕЙНЕРА Губайдулин И.М., Драгунов А.В. Научный руководитель: доцент, к.ф.-м.н. Беденко С.В. Томский политехнический университет, 634050, Россия, г. Томск, пр. Ленина, 30 E-mail: commander_tom@mail.ru Задача обеспечения своевременного и безопас- тивные превращения этих изотопов вызывают геного вывода из эксплуатации ядерных и радиаци- нерацию нейтронного и γ-излучений [3]. онно-опасных объектов является приоритетной и Под мощностью нейтронного и γ-источника принципиально важной задачей для развития ОЯТ с определенной глубиной выгорания и вреатомной отрасли. В этой связи актуальной являет- менем выдержки понимается полное количество ся разработка концептуальных подходов по выво- нейтронов или гамма-квантов, испускаемых одной ду из эксплуатации объектов различного назначе- ОТВС в единицу времени. Нейтроны образуются в результате протекания ния, включая системы и элементы систем хранения отработанного ядерного топлива (ОЯТ). (α,n)-реакций на легких ядрах ОЯТ; спонтанного Опыт эксплуатации основного оборудования деления ядер урана и трансурановых элементов в объектов атомной отрасли показал большую зна- ОЯТ; фотонейтронов, образующихся в результате чимость информации о составе и количестве ра- протекания фотоядерных процессов (фотоядерное диоактивности, аккумулированной в эксплуати- деление, реакции типа (γ,xn)) – 3 основные составруемом оборудовании. Только она позволяет ре- ляющие. шать вопрос о способах демонтажа оборудования, В формирование источника γ-квантов в осново возможности его повторного использования или ном вносят вклад продукты деления, испытываюутилизации. щие последовательные β-распады, которые, в свою Целью настоящей работы является определе- очередь, сопровождаются испусканием γ-квантов. ние дифференциальных характеристик источников Расчетные исследования с использованием и полей излучения, образующихся в системах хра- программы SCALE показали, что нейтронный иснения и транспортировки отработавшего топлива точник на 98% определяются набором из нескольпри эксплуатации, создание базы данных, позвоких изотопов, а именно: 238Pu, 240Pu, 242Pu, 242Сm, ляющей прогнозировать состав и интенсивность 244 Сm, 246Сm, 242Cf. Так же было установлено, что наведенной радиоактивности в материалах систем γ-фон на 98% определяется несколькими продукхранения и транспортировки. Все величины, характеризующие радиоак- тами деления, а именно: 85Кr, 90Sr, 125Sb, 137Cs, тивный распад каждого изотопа (периоды полу- 144Се, 137m Ва, 154Eu, 155Eu распада, количество нейтронов на один распад, Определяющий вклад в формирование нейэнергии γ-квантов, образующихся при распаде и т. тронного излучения вносят всего несколько изотод.), являются постоянными. Поэтому параметры пов. Например, нейтронный источник в облучёнисточников излучений ОЯТ являются функцией ном урановом топливе практически полностью только изотопного состава. определяется изотопами кюрия [3, 4]. Однако, знаТаким образом, задача формирования мас- чения концентраций этих изотопов, как правило, сива данных, характеризующих ОЯТ, как источник содержат наибольшую неопределенность, так как различных излучений, сводится к определению они практически не влияют на коэффициент разизотопного состава ОЯТ и ядерных данных, харак- множения и до недавнего времени вопрос точнотеризующих радиоактивные превращения всех сти определения их концентраций не находил изотопов в ОЯТ. должного внимания [1]. Расчёт изменения изотопного состава маРасчет параметров поля излучения, формитериалов реакторной установки в процессе ее ра- рующегося в рабочем объеме контейнера ТУКботы производился с помощью программы ORI- 109, осуществлялся с использованием программGEN-ARP. Обобщённый подход (алгоритм) к опи- ного комплекса MCU5TPU (константное обеспесанию изменения изотопного состава ядерного чение – библиотека MCU-DB). топлива с учётом основных физических особенностей взаимодействия нейтронов с ядрами и последующих радиоактивных превращений, а также конкретные алгоритмы расчета концентраций продуктов деления и актиноидов представлены, например, в работах [1, 2]. ОЯТ является мощным источником ионизирующих излучений. Как источник облученное топливо имеет сложную структуру, которая образована до 800 радиоактивными изотопами. Радиоак- 13 XVIII Международная научно-практическая конференция «СОВРЕМЕННЫЕ ТЕХНИКА И ТЕХНОЛОГИИ» Секция 8: Физические методы в науке и технике В работе исследована динамика пространственного распределения дочерних нестабильных радионуклидов, образующихся в элементах конструкции контейнера под действием нейтронного излучения от ОЯТ реактора РБМК-1000. Получена информация о составе и количестве радиоактивности, аккумулированной в контейнере за 50 лет эксплуатации. Выводы. 1. Установлено, что для перспективных модификаций облученных сборок реактора РБМК1000 расчетное значение плотности потока быстрых нейтронов вблизи контейнера ТУК-109 превышает предельно допустимые уровни в 3 раза. 2. При хранении облученного топлива в контейнере ТУК-109 происходит накопление в его объеме радиоактивности, уровень которой зависит от материала элементов конструкции, их пространственного расположения и времени. 3. Установлено, что после снятия с эксплуатации контейнера уровень ионизирующего излучения вблизи контейнера определяется изотопами: 14 C, 41Ca, 59Ni, 63Ni, 55Fe, 54Mn, 60Co. Мощность экспозиционной дозы фотонного излучения за счет накопления этих радионуклидов не превышает предельно допустимых уровней. Рис. 1. Сечение расчетной 3D-модели контейнера: 1 – пространство вблизи контейнера (воздух); 2 – стальные оболочки корпуса контейнера (сталь марки 08Х18Н10Т); 3 – бетонные оболочки корпуса контейнера (бетон марки ОПБ СТ); 4 – пространство внутри контейнера, не занятое ОЯТ (Не); 5 – ампулы с пучками твэл ОЯТ. Последовательность моделируемых событий при расчете параметров поля излучения следующая. Под действием мощного нейтронного излучения от ОЯТ при его долговременном хранении в контейнере происходит активация изначально стабильных ядер, входящих в состав стали и бетона контейнера. Распад каждого образующегося нестабильного ядра сопровождается выделением энергии в точке распада и генерацией фотонов. Процесс радиоактивного распада формирует поле излучения внутри и на поверхности контейнера, а γ- и нейтронное излучение от ОЯТ формирует так же поле излучения вблизи контейнера. Время жизни, энергия распада и спектр излучения для всех радиоактивных ядер известен. Для определения интересующих нас радиационных характеристик материала следует суммировать индивидуальные радиационные характеристики ядер атомов, входящих в состав материала. Таким образом, задача расчета параметров поля излучения, формирующегося в рабочем объеме контейнера, сводится к определению концентраций нестабильных ядер. Литература: 1. Шаманин И.В., Беденко С.В., Павлюк А.О., Лызко В.А. Использование программы ORIGEN-ARP при расчете изотопного состава отработанного топлива реактора ВВЭР-1000 // Известия Томского политехнического университета. – 2010. – Т. 317. – № 4. – C. 25–28. 2. Круглов А.К., Рудик А.П. Реакторное производство радиоактивных нуклидов. – М.: Энергоатомиздат, 1985. – 256 с. 3. Беденко С.В., Гнетков Ф.В., Кадочников С.Д. Дозовые характеристики полей нейтронов облученного керамического ядерного топлива различных типов // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2010. – № 1. – С. 6–12. 4. Шаманин И.В., Буланенко В.И., Беденко С.В. Поле нейтронного излучения облученного керамического ядерного топлива различных типов // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2010. – № 2. – С. 97–103. 14