Содержание к диссертации
Введение
ГЛАВА 1. Обзор расчётных и экспериментальных методик определения параметров ОЯТ 10
1.2 Введение 10
1.2 Экспериментальное определение глубины выгорания и времени выдержки ОЯТ 12
1.3 Изотопный состав ОЯТ 21
1.4 Ядерная безопасность ОЯТ 27
1.5 Радиационная безопасность ОЯТ 30
ГЛАВА 2. Разработка новой расчётно-экспериментальной методики определения глубины выгорания и времени выдержки ОЯТ 40
ГЛАВА 3. Структкра радиационных источников ОЯТ 55
3.1 Изотопный состав ОЯТ 55
3.2 Радиационное излучение ОЯТ 60
3.3 Радиационный источник ОЯТ при различных глубинах выгорания 66
3.3.1. Нейтронный источник 66
3.3.2 Формирование нейтронного источника 67
3.3.3 Источник гамма-квантов 73
3.3.4 Формирование источника гамма-квантов 75
3.3.5 Основные продукты деления вносящие вклад в гамма-фон 77
3.3.6 Верификация полученных результатов 80
3.3.7 Выводы 83
ГЛАВА 4. Моделирование радиационной обстановки вокруг транспортного контейнера С ОЯТ 85
4.1 Алгоритм моделирования радиационной обстановки вокруг транспортного контейнера с ОЯТ 85
4.2 Результаты расчёта мощности дозы по SCALE 89
4.3 Результаты расчётов мощности дозы по комплексу SCALE-MCNP 92
ГЛАВА 5. Погрешности определения радиационных характеристик ОЯТ 96
5.1 Место моделирования радиационной обстановки в обосновании безопасного обращения с ОЯТ 96
5.2 Погрешность моделирования радиационной обстановки вокруг транспортного контейнера с ОЯТ 97
5.2.1 Погрешность SAS2H 98
5.2.2 Погрешность MCNP 99
5.2.3 Различные составляющие неопределённости мощности дозы 100
Заключение 105
Литература
- Экспериментальное определение глубины выгорания и времени выдержки ОЯТ
- Радиационный источник ОЯТ при различных глубинах выгорания
- Результаты расчёта мощности дозы по SCALE
- Погрешность моделирования радиационной обстановки вокруг транспортного контейнера с ОЯТ
Введение к работе
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.
В первой главе 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. Отмечены недостатки как существующих, так и разрабатываемых методик.
Во второй главе сформулировано расчётно-экспериментальная методика для одновременного независимого определения глубины выгорания и времени выдержки ОЯТ энергетических реакторов. Методика основана на измерении относительных активностей нескольких продуктов деления с последующим расчётом глубины выгорания и времени выдержки на основе измеренных соотношений. Представлена система уравнений для определения искомых параметров через измеренные соотношения, и продемонстрирован способ её решения.
В третьей главе представлены результаты расчётного анализа источников нейтронного и гамма излучения ОЯТ, определены основные изотопы, вносящие свой вклад в эти виды излучение. Также в третьей главе поднят вопрос необходимости составления бенчмарков для определения характеристик ОЯТ, так как в открытой литературе этот вопрос рассмотрен недостаточно.
В четвёртой главе представлена новая численная методика для определения радиационной обстановки вокруг транспортного контейнера с ОЯТ, основанная на совместном использовании комплекса SCALE (для расчёта изотопного состава ОЯТ и радиационного источника) и программы MCNP (для расчёта переноса излучения через стенки контейнера и мощности дозы). Проведено сравнение результатов, полученных по предложенной и по ныне существующей методике.
В пятой главе проведён анализ погрешностей, возникающих при определении радиационной обстановки вокруг транспортного контейнера с ОЯТ. Рассмотрены различные составляющие погрешности и оценен их вклад
в суммарную погрешность. Представлены рекомендации по минимизации статистической погрешности, возникающей при использовании метода Монте-Карло.
Актуальность проблемы, 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 количество 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.
Цели и задачи диссертационной работы
Целью диссертационной работы является разработка расчётной методики для обоснования повышения уровня радиационной безопасности при обращении с ОЯТ на различных этапах внешнего ядерного топливного цикла (ЯТЦ). В соответствии с главной целью ставятся и решаются следующие 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 транспортного упаковочного комплекта 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 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 ОЯТ;
дана оценка погрешностей, возникающих при расчёте характеристик ОЯТ с использованием современных программных средств;
показаны сферы применимости различных программ для решения данного класса задач.
Практическая ценность работы
заключается в следующем:
на основе современных прецизионных программ разработана комплексная методика по определению радиационных характеристик различных типов ОЯТ, в том числе перспективных;
разработанная методика применима для оценки безопасности как существующих, так и разрабатываемых технологий для хранения,
транспортирования и переработки перспективных видов ядерного топлива после облучения;
оценены погрешности и сферы применимости данной методики;
сформулированы методические рекомендации для оптимизации расчётов данного класса задач.
Апробация работы и публикации
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, посвященных 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). /
По результатам исследования, составившим основу диссертации, опубликовано 9 работ, из них 2 в рецензируемых изданиях.
Автор защищает
расчётно-экспериментальную методику одновременного определения глубины выгорания и времени выдержки ОЯТ;
методику (алгоритм) определения радиационных характеристик ОЯТ во внешнем ядерном топливном цикле;
результаты расчётов радиационного источника различных типов ОЯТ;
результаты расчётов мощностей доз вокруг транспортного упаковочного комплекта с ОЯТ;
обоснование точности полученных результатов.
Экспериментальное определение глубины выгорания и времени выдержки ОЯТ
Эксплуатация ядерных реакторов приводит к образованию облучённого ядерного топлива (ОЯТ). За время существования ядерной энергетики в Российской Федерации было накоплено более 8500 т ОЯТ с суммарной активностью порядка 1020 Бк [2]. Это количество продолжает ежегодно увеличиваться. Традиционным видом ядерного топлива является диоксид урана UO2. Но в настоящее время ведётся разработка и планируется использование других типов ядерного топлива. Это смешанные уран-плутониевые оксиды (U-Pu)02 [3-13] и нитриды (U-Pu)N [14-18]. Или, например, топливо для достижения сверхглубоких выгораний (ТЬ-Ра-ЦЮг [19-21], и некоторые другие.
Существуют две основные стратегии обращения с облучённым топливом, сводящиеся либо к его захоронению, либо к повторному использованию (рис. 1.1). В настоящее время вопрос стратегии окончательно не решён ни в одной стране мира. При выборе любого из этих сценариев необходимо обеспечить безопасность обращения с ОЯТ, для чего необходимо знание его характеристик.
Проблему безопасного обращения с ОЯТ можно представить 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.
Данная диссертация посвящена моделированию радиационных характеристик ОЯТ. Радиационные характеристики ОЯТ (активность, энерговыделение, источники нейтронного и гамма-излучения) определяются его изотопным составом. Для определения изотопного состава ОЯТ необходимо знание изотопного состава свежего ядерного топлива (ЯТ), истории его облучения и времени выдержки.
После облучение в реакторе отработавшие тепловыделяющие сборки (ТВС) помещаются в бассейн выдержки при АЭС, где они выдерживаются в течение нескольких лет. Для каждой такой ТВС хранится информация по её истории облучения и средней глубине выгорания, так эти данные необходимы при дальнейшем обращении с ОЯТ. После нескольких лет выдержки ОТВС помещаются в контейнер сухого хранилища. При этом, согласно требованиям [22], необходимо проконтролировать глубину выгорания топлива и подтвердить, что в контейнер загружена именно заявленная ТВС с указанным выгоранием. При приёме-передаче ОТВС также необходимо проведение измерений их параметров, а в некоторых случаях и дополнительные обоснования безопасности перевозки.
В настоящее время имеется набор экспериментальных методик, позволяющих определять характеристики ОЯТ как разрушающим, так и неразрушающим методами [23-26]. Но продолжают проводиться также и разработки новых методик [27-30].
В работе [23] описаны наиболее известные методы измерения глубины выгорания ОЯТ. В настоящее время при неразрушающем анализе нельзя непосредственно измерить содержание делящихся элементов или глубину выгорания топлива из-за высоких уровней окружающей радиации. Но существуют несколько косвенных методов для качественного или количественного измерения глубины выгорания топлива. При неразрушающих измерениях выгорания ОЯТ приходится учитывать: большую длину и диаметр ТВС высокую плотность топлива сложный нуклидный состав ОЯТ
Глубина выгорания топлива (В) определяется как энергия, полученная с единицы массы топлива. Реально измерениям подлежит отношение разделившихся тяжёлых ядер к их полному начальному содержанию в топливе [24]. Между двумя этими определениями глубины выгорания существует взаимнооднозначное соответствие. Nf B=JT n (1Л где Nj- полное число делений, Nf - начальное число атомов і-го тяжёлого нуклида в топливе.
Быстрый и простой способ проверки достоверности заявленной величины выгорания и времени выдержки основан на измерении полной интенсивности гамма-излучения ТВС. Спустя год после извлечения ТВС из реактора интенсивность её излучения приблизительно пропорциональна выгоранию.
Радиационный источник ОЯТ при различных глубинах выгорания
В данном разделе рассматриваются радиационные источники трёх типов ОЯТ: U02, (U-Pu)02 и (Th-Pa-U)02 при различных глубинах выгорания. Данные источники были получены расчётным путём при помощи программного комплекса SCALE 4.3. Особое внимание уделено формированию нейтронного источника ОЯТ, исследованию которого во многих работах уделяется недостаточно внимания. А в таком фундаментальном труде как [34], он не рассмотрен вообще.
Под нейтронным источником ОЯТ данной глубины выгорания и данного времени выдержки понимается полное количество нейтронов испускаемых в одной ОТВС в единицу времени. В Приложении 1 в таблицах П1.1-П1.3 эти данные представлены для всех трёх рассматриваемых типов ядерного топлива. Наиболее подробно рассмотрен нейтронный источник традиционного типа ядерного топлива - UO2, для которого в таблице П1.1 представлено распределение по энергиям.
Сравнение нейтронных источников при различных глубинах выгорания и выдержке в три года для уранового и уран-плутониевого ЯТ представлено на рисунке 3.2.
Из рисунка видно, что при переходе от уранового к уран-плутониевому топливу нейтронная активность ОЯТ возрастает в несколько раз. Кроме того, скорость возрастания активности с ростом глубины выгорания у уран-плутониевого ЯТ несколько выше. Это объясняется тем, что младшие актиниды, определяющие нейтронный фон ОЯТ, в МОКС-топливе начинают накапливаться раньше и накапливаются в больших количествах.
Нейтронный источник ОЯТ складывается в результате двух основных процессов - спонтанного деления актинидов и (а- п) реакций. Далее в таблицах 3.12-3.19 приведены относительные вклады этих двух составляющих в нейтронный фон при различных глубинах выгорания и при времени выдержки в 3 года. Также в этих таблицах показано, какие именно изотопы вносят основной вклад в нейтронный фон. Относительные вклады даны в процентах и нормированы полную суммарную нейтронную активность, п/с. Рассмотрены те изотопы, относительный вклад которых в нейтронный фон превышает 0,01%.
Из таблиц 3.12-3.19 видно, что обе составляющие нейтронного источника практически полностью определяются набором из нескольких изотопов. Причём с ростом глубины выгорания этот набор изотопов остаётся неизменным, меняется только их относительный вклад. Также видно, что подавляющий вклад в нейтронный источник вносится спонтанным делением, за исключением недооблучённого ЯТ Th-Pa-U, в котором ещё не успели накопиться младшие актиниды.
На рис. 3.3 на примере уранового топлива наглядно продемонстрировано изменение активностей основных изотопов-источников нейтронного излучения с ростом глубины выгорания. На рис. 3.4 показано изменение их относительного вклада в нейтронный источник.
Видно, что для обоих типов ОЯТ на всём рассмотренном диапазоне глубин выгорания нейтронный фон почти полностью определяется одним основным изотопом - Cm244. Парциальные вклады других изотопов в нейтронный фон составляют не более одного процента. Из этого можно сделать вывод о том, что для корректного описания нейтронного фона вокруг ОЯТ концентрацию Cm244 необходимо определять максимально точно. Но, как уже отмечалось, в работах [13, 34, 41, 42] концентрации этого изотопа либо не приводятся вообще, либо имеют диапазоны неопределённости в десятки процентов.
На АЭС для каждой ТВС заводится учётная карточка. В этой карточке фиксируется изотопный состав ОТВС после выгрузки из реактора. Учитываются следующие изотопы: 235U, 236U, 238U, 239Pu, 240Pu, 241Pu, 242Pu, 237Np, а также суммарное количество урана и плутония в сборке. Таким образом можно сделать заключение, что учёта изотопов, определяющих нейтронный фон ТВС, не производится.
Под гамма-источником ОЯТ при заданных глубине выгорания и времени выдержки понимается полное количество гамма-квантов испускаемых в одной ОТВС в единицу времени. Однако определение количества гамма-квантов достаточно затруднительно как теоретическим, так и экспериментальным путём. Большинство гамма-квантов в ОЯТ образуются продуктами деления. Продукты деления, как правило, Р-активны. В результате Р-распада продуктов деления часто образуются дочерние ядра в возбуждённом состоянии, которые снимают возбуждение испуская гамма-кванты. Ядро может испустить один либо несколько гамма-квантов. Таким образом, при различных схемах распада энерговыделение будет одинаковое, а количество гамма-квантов разное. Поэтому в Приложении 1 в таблицах П1.4-П1.6 приведены данные именно по энерговыделению гамма-квантов, которое не зависит от схемы распада.
Результаты расчёта мощности дозы по SCALE
Транспортирование ОЯТ производится в специальных транспортных контейнерах. Согласно требованиям [61] мощность эквивалентной дозы ионизирующего излучения на наружной поверхности контейнера не должна превышать 200 мбэр/ч, а на расстоянии 200 см от поверхности - 10 мбэр/ч. При расчёте мощности дозы вокруг контейнера с ОЯТ в комплексе SCALE рассматривается его одномерная цилиндрическая модель, показанная на рис. 4.1. Весь контейнер разбивается на две зоны. Во внутренней зоне размещаются ОТВС, причём состав этой зоны гомогенизируется. Вторая зона - это слои защиты. Задание торцевой защиты при расчёте мощности дозы в SCALE не предусмотрено.
Представленные ниже данные были получены для уранового ОЯТ реактора ВВЭР - 1000 с различными глубинами выгорания и временами выдержки. Рассматривается одномерный аналог транспортного упаковочного комплекта ТУК-13В, предназначенного для перевозки и хранения 12 ОТВС реактора ВВЭР - 1000. Высота рассматриваемой части контейнера 353 см.
Диаметр внутренней зоны контейнера 60 см. Внутренняя зона окружена тремя слоями защиты. Первый слой - нержавеющая сталь толщиной 30 см. Этот слой служит для защиты от гамма-квантов. Второй слой состоит из воды и его толщина 14 см, он служит для защиты от нейтронного излучения. Третий слой - нержавеющая сталь толщиной 4 см. Состав стали: хром - 19%, никель - 9,5%, железо - 69,5%, марганец - 2%.
Комплекс SCALE позволяет проводить расчёт мощности дозы в различных точках (детекторах) за пределами слоя защиты транспортного контейнера. Места расположения таких детекторов показаны на рис. 4.1. Детекторы №2 и №4 расположены на поверхности контейнера, соответственно на середине высоты и сверху. Детекторы №1 и №3 расположены на расстоянии 200 см от поверхности контейнера, также на середине высоты и сверху соответственно.
На рис. 4.2 и 4.3 на примере детектора №2 представлены результаты расчёта изменения мощности дозы по нейтронной и гамма составляющей при различных глубинах выгорания в зависимости от времени выдержки.
Из приведённых графиков видно, что с увеличением глубины выгорания мощность нейтронной дозы растёт быстрее, чем мощность гамма-дозы, что объясняется большим накоплением 244Ст - основного источника нейтронов в ОЯТ, концентрация которого пропорциональна четвёртой степени выгорания, тогда как накопление продуктов деления, определяющих гамма-фон, происходит практически линейно с увеличением глубины выгорания, Спад нейтронной составляющей мощности дозы происходит медленнее, чем спад гамма-дозы. Это вызвано тем, что основной вклад в гамма-дозу вносят продукты деления, период полураспада которых меньше, чем у актинидов.
При использовании комплекса SCALE для расчёта мощности дозы вокруг транспортного контейнера неизбежно возникает геометрическая погрешность, так как в этом комплексе возможно использование только одномерной цилиндрической модели. Для того, чтобы избавится от этой погрешности, а также оценить её величину, можно провести расчёты мощности дозы в трёхмерной модели при помощи программы MCNP, которая позволяет задать реальную трёхмерную геометрическую модель контейнера.
Минимальная геометрическая погрешность будет в трёхмерной модели. Использование второй модели позволяет оценить вклад торцевых экранов на мощность дозы вокруг контейнера. Использование третьей геометрической модели позволяет сравнить между собой расчётные модели SCALE и MCNP, так как все входные данные в этом случае полностью одинаковы. Сравнение результатов расчётов по пунктам 1 и 3 позволит оценить геометрическую погрешность.
В таблицах 4.2 - 4.4 представлены результаты сравнения для гамма и нейтронной составляющей мощности дозы по четырём детекторам, расположенным сбоку от контейнера. В скобках указывается статистическая погрешность расчёта по MCNP, %. Также для каждого расчёта по MCNP указано количество рассчитанных историй.
Погрешность моделирования радиационной обстановки вокруг транспортного контейнера с ОЯТ
Точность определения глубины выгорания была рассмотрена в главах 1 и 2. Погрешность измерительных методик составляет, как правило, около 5-10%. Неопределённости современных ядерных данных, согласно [64], могут вносить отклонения в значения параметров ЯТ в размере нескольких процентов. Но для более корректной оценки влияния неопределённостей ядерных данных на погрешность в определении характеристик ЯТ, согласно [64], необходимо проведение дополнительных исследований.
Для оценки влияния расчётной модели была рассмотрена «модельная задача». В этой задаче, путём варьирования входных данных, была проведена оценка влияния погрешности каждого из исследуемых параметров (мощность ТВС, количество спектральных расчетов на кампанию, история облучения, глубина выгорания, спектр) на конечные результаты. Оценка влияния этих параметров проводилась расчётным путём с помощью комплекса SCALE. Было проведено восемь расчётов. Первый расчёт был принят за эталон, а в остальных семи проводилось варьирование одного из параметров для оценки его влияния на конечный результат. В таблице 5.2 представлены характеристики всех восьми расчётов по модельной задаче. В таблице 5.3 показаны изменения мощности дозы при варьировании различных параметров.
За эталон был взят результат, полученный в первой модельной задаче. Результаты остальных семи задач сравнивались с ним. Во второй и третьей задаче варьировались значения мощности ТВС в процессе кампании. В четвертой задаче - рассматривалось количества спектральных расчетов на кампанию. В пятой - влияние истории облучения (число циклов облучения). В шестой и седьмой - влияние неопределённости глубины выгорания. В восьмой - влияние неопределённости спектра (учёт бора-10).
Из таблицы 5.3 видно, что на неопределенность мощности гамма-дозы большое влияние оказывает погрешность в определении мощности ТВС. Влияние остальных параметров слабо. При этом влияние глубины выгорания на мощность дозы носит практически линейный характер.
В тоже время на неопределённость мощности нейтронной дозы основное влияние оказывают как раз погрешности в определении глубины выгорания и спектра. Например, неопределенность в глубине выгорания на уровне 5% (варианты 6,7) или изменение спектра нейтронов (вариант 8) может привести к неопределенности свыше 20%. Это связано, в основном, с высокой чувствительностью концентрации 244Ст к данным параметрам.
Кроме рассмотренных погрешностей существенный вклад в конечный результат вносит геометрическая погрешность - то есть упрощения в конструкции ТВС и транспортного контейнера. Влияние геометрической погрешности можно оценить на основе результатов, полученных в четвёртой главе. Расчёты проводились как по комплексу SCALE, так и по программе MCNP, в которой можно смоделировать реальную геометрию ТУК. Источники нейтронного и гамма излучений в обоих расчётах были одинаковыми и, поэтому, различия результатов будут, в основном, связаны с используемыми моделями ТУК. Для оценки влияния константной и методической погрешностей в расчётах по программе MCNP были рассмотрены три геометрических модели: одномерная цилиндрическая модель, полностью аналогичная модели SCALE; одномерная модель с учётом торцевых крышек и трехмерная модель с учётом торцевых крышек. За основу был выбран ТУК-13. Главной целью расчётных исследований было рассмотрение влияния торцевых крышек на радиационную обстановку, которые невозможно учесть в расчётах по SCALE.
В таблицах 5.4 и 5.5 приведены относительные значения мощностей дозы по нейтронной и гамма составляющей, нормированные на значение мощности дозы на поверхности контейнера в средней точке по высоте (точка 2). Расположение точек показано на рис. 4.1. Для расчётов по MCNP в скобках указана статистическая погрешность результатов, %. В таблице 5.5 результаты расчётов по 3-D геометрии даны с учётом захватных гамма-квантов.
