Содержание к диссертации
Введение
Глава 1. Обзор проектов и программ исследования электроядериых процессов 16
1.1 Моигекарловекое моделирование транспорта частиц в веществе . 16
1.1.1 Моделирование прохождения частиц через вещество ... 16
1.1.2 Моделирование прохождения частиц, через вещество методом Монте-Карло 18
1.1.3 Расчет потерь энергии и пробегов релятивистских заряженных частиц в веществе 20
1.2 Программы моделирования транспорта частиц в веществе. ... 22
1.2.1 Физические модели и возможности программы FLUKA. . 23
1.2.2 Статус транспортного кода MCNPX 28
1.2.3 Модели КИМ и КМД. для расчета сечений 30
1-3 Электроядерная энергетическая установка, для траисмутации радиоактивных отходов 33
Глава 2. Математическое моделирование концепции Подкритической Сборки в Дубне (ПСД) 40
2.1 Спектры и количество нейтронов и протонов, вылетающих из свинцовой мишени 40
2.2 Спектры нейтронов в экспериментальных каналах 42
2.3 Эыерговыделение в свинцовой мишени и активной зоне 47
2.4 Спектры нейтронов снаружи ЇЇКС 48
2.5 Изучение образования полония в массивной свш-щово-кисмутовой мишени облучаемой протонами с энергией 660 МэВ' " 50
2.6 Влияние 'замедляющих материалов на энергетические характеристики потоков нейтронов, генерируемых при облучении СВИНЦОВЫХ мишеней пучками протонов 53
Глава 3. Моделирование эволюции активности свинцовой мише
ни подкритической сборки. 55
3.1 Постановка задачи 56
3.2 Методика расчетов 57
3.3 Описание алгоритма расчета и реализации в программе TEA 59
3.4 Расчет вклада в эквивалентную дозу от мишени во-время перегрузочных работ 62
Глава 4. Математическое исследование возможности увеличения мощности Подкритической Сборки в Дубне (ПСД) до 100 кВт 63
4,1 Предлагаемые варианты модификации 63
4.2 Расчет мощности системы в различных модификациях 65
4.3 Спектры нейтрон о її в различных модификациях 66
4.4 Защита от высокоэнергетических нейтронов 67
Глава 5. Исследование возможности эксплуатации установки
ПСД на электронном пучке для изучения вопросов трансму
тации ДПД 69
5.1 Моделирование выхода изотопа 12ИТ генерируемого нейтронами с энергией в диапазоне 12-50 МэВ в реакциях па 1271 и 1291.... 69
5-1.1 Расчеты с помощью MCNPX-CEM2 70
5.1.2 Расчеты с помощью дубыенской программы КАСКАД . . 70
5.1.3 Обсуждение результатов и выводы 70
5.2 Предлагаемые варианты модификации ПСД 72
5.3 Нейтронные характеристики установки с модифицированными мишенями 75
5.4 Спектры нейтронов в различных модификациях 76
5.5 Активация мишени от электронного пучка '77
Заключение 80
Литература 81
- Моигекарловекое моделирование транспорта частиц в веществе
- Спектры и количество нейтронов и протонов, вылетающих из свинцовой мишени
- Описание алгоритма расчета и реализации в программе TEA
- Предлагаемые варианты модификации
- Расчеты с помощью MCNPX-CEM2
Введение к работе
Актуальность проблемы
Полувекововая история развития ядерной энергетики выявила ее достоинства и недостатки. С одной стороны, использование ядерной энергетики обеспечивает энергетическую независимость страны и при развитой ядерной энергетике дает явные экономические преимущества. С другой - решение проблем накопления и хранения радиоактивных отходов, нераспространения технологии и материалов, пригодных для создания ядерного оружия, а также повышения безопасности работы атомных электростаниций требуют значительных экономических затрат. Для их решения предлагают трансмутировать ядерные отходы и использовать подкритические электроядерные системы, управляемые ускорителями.
Электроядерные установки представляются уникальными с точки зрения трансмутации радиоактивных отходов: они позволяют сжечь не только свои собственные радиоактивные отходы, но и принять на себя уничтожение отходов с других систем, в том числе уже накопленных.
Типичный проект электроядерной установки (ADS - Accelerator Driven System) включает сильноточный ускоритель протонов с энергией ~1-3 ГэВ и мощностью пучка 5-15 МВт, мишенный комплекс, в котором при взаимодействии протонов с веществом мишени осуществляется генерация нейтронов с множественностью ~ 20-60 нейтронов на протон, и подкри-тический бланкет, в котором и протекают трансмутационные реакции.
В России осуществляются исследования по электрояду почти во всех ядерных центрах. В Институте теоретической и экспериментальной физики ведутся исследования по экспериментальному определению ядерно-физических параметров мишеней и бланкетов электроядерных установок. В Курчатовском институте атомной энергии проводятся исследования солевых подкритических реакторов. В Обнинске в Физико-энергетическом институте и Обнинском государственном техническом университете атомной энергетики ведутся работы по ядерным данным. В Арзамасе ведутся работы по изучению свойств топлива с актинидной основой. В комбинате «МАЯК» производится топливо для быстрых реакторов, которые будут использоваться для трансмутации актинидов. В НИКИЭТ проектируются подкритические сборки электроядерных установок.
В Национальном научном центре НАН Украины «Харьковском физико-техническом институте» проводятся исследования по использова-
нию электронного пучка в электроядерных установках. Институт радиационных физико-химических проблем (ИРФХП) НАН Беларуси, осуществляются экспериментальные исследования подкритических сборок с подпиткой от нейтронных источников.
В Европе исследования по трансмутации ведутся в рамках проекта «EUROTRANS». В Японии в институте JAERI в рамках проекта J-PARC планируется проведение экспериментов по трансмутации на линейном ускорителе протонов с энергией 600 МэВ. В США в этом году построен источник нейтронов расщепления, на основе ртутной мишени, который будет использоваться для экспериментов по трансмутации. Основные параметры такого нейтронного источника, следующие: энергия протонов - 1 ГэВ, мощность пучка 1,4 МВт, предусмотрены короткие и длинные нейтронные импульсы.
Для проектирования, разработки и создания электроядерных систем требуются огромные математические, инженерные и экономические расчеты. С математической точки зрения задача формулируется как моделирование процессов в негомогенных, многокомпонентных, многоэлементных средах. Стандартный путь ее решения - использование методов мон-текарловского моделирования. Первая проблема, возникающая на этом пути - константное обеспечение расчетов. Дело в том, что существующий набор экспериментальных данных о характеристиках различных процессов явно недостаточен. Получение новых данных сопряжено с большими экономическими расходами и подчас просто невозможно. Поэтому предпринимаются значительные усилия по интерполяции и экстраполяции имеющихся данных.
В электроядерных системах процесс инициируется высокоэнергетическими частицами, которые порождают более медленные частицы. Эти частицы вызывают в веществе каскад вторичных взаимодействий. В ходе этого каскада частицы замедляются и останавливаются. Поэтому требуется моделирование взаимодействий от нескольких электроновольт до нескольких миллиардов электроновольт.
В ОИЯИ проектируется демонстрационная экспериментальная электроядерная установки на базе ускорителя - Фазотрона ЛЯП ОИЯИ, с выбором в качестве тепловыделяющих элементов (твэл) подкритической сборки серийно выпускаемых в России МОХ твэл реактора БН-600. Маломощный протонный пучок (максимальный ток 3,2 мкА) и, соответственно, выход нейтронов из свинцовой мишени будет определять полную теп-
ловую мощность установки. Эффективный коэффициент размножения подкритической сборки должен быть ограничен величиной 0,98. Установка будет прототипом будущих подкритических реакторов промышленного масштаба.
Для разработки экспериментальной установки необходимо рассчитать основные нейтронно-физические параметры Подкритической Сборки в Дубне (далее ПСД), а именно: коэффициент эффективного размножения нейтронов; спектры и количество нейтронов и протонов, вылетающих из свинцовой мишени; спектры нейтронов в вертикальных и горизонтальном каналах; спектры нейтронов, вылетающих с поверхности свинцового отражателя ПСД; энерговыделение в мишени и в активной зоне (A3); время жизни нейтронов. Расчет энерговыделения обусловлен необходимостью проектирования системы охлаждения установки. Спектры нейтронов в экспериментальных каналах необходимы для определения характеристик подкритической сборки с точки зрения планируемых научных экспериментов: определения скорости трансмутации образцов минорных актинидов и продуктов деления, размещенных в этих каналах. Спектры нейтронов, вылетающих с поверхности свинцового рефлектора, необходимы для расчетов в качестве источника нейтронов для определения толщины бетонной защиты в разных помещениях проектируемой установки. Так же необходимо в рамках разработанного проекта провести математическое исследование возможных модификаций, не меняющих концепции установки в целом, но расширяющих возможности экспериментального изучения вопросов трансмутации долгоживущих продуктов деления и минорных актинидов, а также проблем применения электроядерного способа получения энергии в промышленных масштабах.
Решению этих актуальных задач посвящена представляемая диссертация.
Цели работы:
Моделирование физических процессов в различных мишенях, облучаемых высокоэнергетическими заряженными частицами и ионами.
Разработка концепции электроядерной экспериментальной установки, основанной на подкритической сборке и управляемой ускорителем с энергией пучка протонов 660 МэВ. Расчет основных нейтронно-физических характеристик проектной установки.
Создание программы моделирования эволюции активности системы радиоактивных изотопов, наработанных в мишени, в результате длительного облучения заряженными частицами.
Исследование возможности увеличения мощности ПСД до 100 кВт.
Исследование возможности эксплуатации ПСД на электронном пучке.
Научные результаты и новизна работы
Рассчитаны основные нейтронно-физических характеристики концептуальной и проектной электроядерной экспериментальной установки ПСД, основанной на подкритической сборке и управляемой ускорителем с энергией пучка протонов 660 МэВ. Рассчитан вклад в эквивалентную дозу от гамма-излучения, сопровождающего распад радиоактивных элементов, наработанных в результате длительного облучения пучком протонов 660 МэВ. Показано, что выбранный режим работы установки позволяет безопасно проводить перегрузочные работы. В рамках разработанного проекта проведено математическое моделирование и исследование возможных модификаций, расширяющих возможности экспериментального изучения вопросов электрояда.
Практическая ценность работы
Практическая ценность работы состоит в создании модели для реального проекта, принятого к реализации в ОИЯИ. Программное обеспечение созданное в ходе работы имеет прикладное применение не только в конкретном проекте, но и в проблемах, связанных с радиационной безопасностью. Разработаны модификации, которые существенным образом позволят расширить экспериментальные возможности ПСД, в частности, исследуется возможность переводить установку с протонного пучка на электронный практически без проведения работ по реструктуризации зоны в целом. Таким образом, предоставляется возможность экспериментального изучения сильных и слабых сторон различных дизайнов электроядерных систем, но на одной экспериментальной установке.
Положения, выносимые на защиту
Представлена статистическая модель и проведено моделирование физических процессов в различных мишенях, облучаемых высокоэнергетическими заряженными частицами.
Рассчитаны основные нейтронно-физические характеристики концептуальной и проектной электроядерной экспериментальной установки, основанной на подкритической сборке и управляемой ускорителем с энергией пучка протонов 660 МэВ.
Создана программа (TEA) моделирования эволюции активности системы радиоактивных изотопов, наработанных в мишени в результате длительного облучения заряженными частицами.
Выполнено моделирование и исследована возможность увеличения мощности ПСД до 100 кВт и предложены соответствующие модификации установки.
Выполнено моделирование и исследована возможности эксплуатации ПСД на электронном пучке и предложены соответствующие модификации установки.
Апробация работы и публикации
Основные положения работы докладывались на конференциях: «The АссАррОб Conference», Venice, Italy, August 29-September 1, 2005; ICRS-10 Tenth International Conference on Radiation Shielding, Funchal, Madeira Island (Portugal), 9-14 May 2004; «VI Научной Конференции Молодых Ученых и Специалистов», Дубна, 4-9 февраля, 2002; рабочих совещаниях по проекту ПСД в ЛНФ; семинарах ЛИТ ОИЯИ, ИТЭФ, ОГТУАЭ.
Основные результаты исследования, изложенного в диссертации, опубликованы в сборниках указанных конференций, в препринтах ОИЯИ и в журналах: «Письма в ЭЧАЯ», «Вестник РУДН: серия математическая», «Nuclear Instruments and Methods A», «Radiation Protection Dosimetry».
По материалам диссертации опубликовано 10 работ.
Объем и структура работы
Диссертация состоит из введения, 5 глав и заключения, содержит 86 страниц машинописного текста, включая 32 рисунка, 10 таблиц и библиографию из 72 наименований на 6 страницах.
Моигекарловекое моделирование транспорта частиц в веществе
Многие теоретические вопросы метода Монте-Карло возникли и получили свое развитие в связи е прохождением частиц через вещество.
Будем употреблять термин «частица» в еобирительном смысле, имея в виду адрон или ион, и изложим пока схему моделирования в общей идеализированной форме. Пусть имеется некий объем V, заполненный атомами вещества и окруженный вакуумом. Частица характеризуется своим положением в пространстве г{х. у, z), направлением движения - единичным вектором U(u,v.w) и энергией Е. Таким образом, величины, характеризующие частицу, представляю ] собой точку в шестимерном фазовом пространстве (u,v:w) и связаны соотношением и2 -Ь v2 -]- w2 = 1. Будем предполагать:
а) концентрация частиц в объеме мала, так что можно пренебречь их взаимодействием друг с другом;
б) частицы взаимодействуют с веществом таким образом, что вероятности различных видов взаимодействия не зависят от предыстории частицы;
в) вещество находится в стационарном состоянии, иле. плотность вещества и его состав не меняются в зависимости от времени.
При сформулированных предположениях процесс слагается из независимых «историй частиц. Прослеживая эти истории, можно получить различные характеристики процесса прохождения излучения. История частицы начинается с ее рождения. Б области фазового пространства координат частицы задается функция распределения источников:
С распределения источников выбираем начальные координаті.! г .. Q , Е1. Далее частица движется равномерно и прямолинейно до столкновения с ядром вещества.
Вероятность столкновения на пути dR равна H.(f,E)dR. которая определяется уравнением 1.3 Таким обріазсш. расстояние между точками г и f = г 4- RSI , которое частица с энергией ЇС проходит, не взаимодействуя с веществом при заданном направлении движения О/, распределено но показательному закону.
Разыгрывая распределение где - случайное число, равномерно распределенное в интервале (0,1), находим среднюю длину пробега частицы в веществе Л. Л равняется Л = 1/Е,.(г --.ЙП ,Ь"). Может оказаться при этом, что частица покинет область V, не взаимодействуя с веществом. Тогда, ее историю, очевидно, следует считать оконченной. Если же точка взаимодействия принадлежит области V. тос различными вероятностями возможны, вообще говоря, различные типы взаимодействий. Располагая этими вероятностями, моделируем дискретное распределение и определяем конкретный вид взаимодействия, которое имело место. Типы взаимодействий в простейших случаях разделяют натри группы - рассеяние, поглощение и образование новых частиц. При рассеянии, вообще говоря, изменяется направление движения частицы и ее энергия. При поглощении частица поглощается веществом и ее история прекращается. При неупругом взаимодействии возникает одна или несколько новых частиц, т. е. возникает новый (вторичный) источник.
1. Рассеяние. Вероятность рассеяния равна представляет собой сумму сечений всевозможных типов рассеяния. Для каждого конкретного типа рассеяния задается плотность вероятности изменить направление движения которая называется индикатрисой рассеяния. Моделирование этой плотности дает возможность определить новое направление движения и новую энергию частицы. Далее снова определяется путь, пройденный частицей, т. е. расчет истории состоит из однотипных операций, Он оканчивается выходом частицы к.! области V, се поглощением. Иногда расчет прекращают, если энергия частицы становится меньше некоторого допустимого значения Emia.
2. Поглощение. Его вероятность есть S S - Физическая природа поглощения также может быть различной, но для нас существенно, что с поглощением оканчивается история частицы.
3. Образование новых частиц. В результате пеупругого взаимодействия возникает одна пли несколько новых частиц. Задается функция распределения фазовых координат возникающих частиц, в процессе моделирования эти координаты вычисляются. При возникновении нескольких частиц процесс ветвится, т. е. возникает необходимость моделирования истории каждой возникшей частицы. Если вторичные частицы снова могут вызвать процесс образования новых частиц, то возникает «дерево», все «ветви» которого должны быть просмотрены.
Сравнительно простым примером модели, в которой первичная частица, взаимодействуя с веществом атомного ядра, вызывает образование вторичных частиц, является модель каскадной стадии ядерной реакции. Существуют различные теоретические модели атомного ядра, которые, как правило, включают некоторые неопределенные параметры. Считается, что модель удовлетворительно описывает ядерные реакции, если этих параметров не очень много и они могут быть подобраны таким образом, что обеспечивается достаточно хорошее совпадение с экспериментом. Для подбора параметров необходимо провести большое количество расчетов. Модель, параметры которой определены, используется затем при решении различных задач, связанных с ядерными реакциями (напрі-шер, при расчетах электроядерных установок.)
Спектры и количество нейтронов и протонов, вылетающих из свинцовой мишени
Для расчетов использовалась модель свинцовой мишени с радиусом 8,24 см и длиной SO см. В Табл.3 представлены результаты расчетов выхода нейтронов из свинцовой мишени, посчитанных с использованием разных моделей (Бертини, каскадно-экситопная модель) и библиотек сечений (ENDF6, LA150). Расчеты сделаны с использованием MCNPX кода.
Как видно из таблицы, максимальное количество нейтронов получается при использовании каскадной модели Бертини (BER) и испарительной модели и набора сечений для нейтронов при энергии ниже 20 МэВ (ENDF6). А минимальное количество нейтронов получается при использовании каскадпо-экситот-п-гой модели (СЕМ) и библиотеки сечений для протонов и нейтронов при эпергии ниже 150 МэВ (LA150). Результаты расчета нейтронных и про Модель и библиотека Число нейтронов на один протон Таблица 3: Выход нейтронов из свинцовой мишени тонных спектров на поверхности свинцовой мишени, при использовании СЕМ и ENDF6, представлены па Рис.3 и Рис.4:
Спектри ПРОТОНОВ, вылетающих из мишени. Расстояние от начапа мишени, см
Рис. 3: Спектр протонов, выходящих из свинцовой мишени.
Расчеты были проведены для цилиндрической мишени, разбитой па шесть цилиндрических сегментов высотой 10 ем. В точке ввода пучка в мишень есть вакуумный капал глубиной 10 см. Как видно на рисунке, максимальный выход нейтронов получается с поверхности сегмента, находящегося на расстоянии 1.0-20 см от начала мишени, а минимальный - на конце мишени. Соответственно, максимальный выход протонов получается с поверхности сегментов, находящихся на, расстоянии 20-40 см от начала мишени. На расстоянии .-.выше 40 ем поток протонов резко надает, так как длина пробега протона с энергией 660 МэВ в свинце составляет Спектры нейтронов, вылетающих из мишени
Рис. 4: Спектр нейтронов, выходящих и:; свинцовой мишени.
2.2 Спектры нейтронов в экспериментальных каналах.
Расчеты проделаны для следующих основных параметров установки, заложенных в проекте [51]:
мощность пучка протонов, падающего на мишень - 1,0 кВт (I - 1,52 мкА);
направление ввода пучка в мишень - вертикальное, снизу;
диаметр пятна протонного пучка на мишени - не более 30 мм;
топливная композиция - (70,5%иОг - 29,5%Ри02);
содержание 23;)U в уране 0,4% (масс.)
диаметр ТВЭЛа по оболочке - 6,9 мм;
плотность топлива (расчетная) - 10,2 г/см3;
коэффициент размножения - 0.95;
материал мишени - свинец;
охлаждение бланкета - принудительное воздушное;
охлаждение мишени - принудительное воздушное.
Геометрические параметры ТВЭЛ и ТВС:
диаметр ТВЭЛ (по оболочке) - 6,9 мм:
внешний диаметр топливной таблетки - 5,95 мы;
высота топливной части ТВЭЛ - 580 мм,
таг ТВЭЛ по треугольной решетке - 7,95 мм
кол-во ТВЭЛ в TRC- 18
максимальное кол-во ТВ С в сборке - 141
масса МОХ-топлива в одном ТВЭЛе - 164,5 г
масса МОХ-топлива для полной загрузки - 417.45 кг
Требуемый уровень коэффициента размножения Кец = 0,95 достигается при загрузке 133 ТВ С (393,8 кг) в активную зону, остальные 8 ТВ С заменяются свинцовыми призмами.
На Рис-5 представлена схема активной зоны, принятой для расчета нейтронных характеристик в вертикальных экспериментальных каналах. В центре находится свинцовая мишень (серый цвет). Вокруг свинцовой мишени расположены топливные элементы с МОХ топливом (черный цвет). За активной зоной находится свинцовый отражатель (серый цвет) и зашита из тяжелого бетона (черный цвет).
Расчеты сделаны в трех вертикальных экспериментальных каналах, которые находятся в активной зоне, и в трех каналах, расположенных в свинцовом отражателе (см. Рис.5). Результаты расчетов представлены Рисб и Рис.7
Как видно из графика характер спектра меняется от начала активной зоны до конца - количество высокоэнергетических нейтронов падает от мишени к отражателю. В свинцовом отражателе в области промежуточных энергий спектры нейтронов похожи, а разнит ці наблюдается в области высоких энергий. Самый жесткий спектр наблюдается в канале, расположенном рядом с активной зоной.
Для расчетов спектров нейтронов в горизонтальном канале использовалась модель, представленная на Рис.8.
Горизонтальный канал находится по середине активной зоны. Рассмотрены два варианта. Первый вариант: канал помещен в свинцовом отражателе. Второй вариант: капал окружен цилиндрическим бериллневым блоком диаметром 10 см и высотой 10 см. Сравнительные спектры нейтронов рассчитаны в цилиндрических сегментах горизонтального канала с бериллиевой вставкой (ЗНВ и 4НВ) и без псе (311 и 4Н).
Как видно из графика (Рис.9), добавка бериллиевого вкладыша существенно меняет спектр нейтронов, и появляется дополнительный пик тепловыл нейтронов. Поскольку бериллиевый вкладыш находится на конце свинцового рефлектора, то он не сильно влияет .на коэффициент размножения нейтронов, который для этого варианта получается также ниже 0,95.
Описание алгоритма расчета и реализации в программе TEA
На базе ОИЯИ планируется строительство электроядерной установки, состоящей из действующего фазотрона ЛЯП и бланкета размножающего под-критического с мишенью (БРГШ)[56. Блапкет представляет собой набор тепловыделяющих сборок (ТЕС), расположенных вокруг мишени, Число ТВС подобрано так, чтобы коэффициент размножения нейтронов в установке не превышал 0.38. Тогда для начала цепной реакции необходим источник дополнительных нейтронов. Таким источником в установке является мишень, испускающая нейтроны, при подаче на нее протонного пучка. При облучении установки пучком протонов 660 МэВ свинец и стальная оболочка мишепи активируются. Проект БРПМ разработан с учетом возможности замены мишени с целью расширения экспериментальной программы и поиска наиболее оптимальной конструкции и материалов, поэтому возникает необходимость перегрузочных работ. Следовательно; требуется обеспечить надлежащую радиационную защиту но время хранения отработавшей мишени, оценить мощность эквивалентной дозы около мишепи во время замены. Такой расчет приведен для свинцовой мишепи .в оболочке из нержавеющей стали и свинцовых блоков, окружающих мишень [8].
Свинцовая мишень состоит1 из двухмиллиметрового нержавеющего кожуха, представляющего собой конструкцию, имитирующую по внешнему профилю сборку из семи шестигранных призм размером «под ключ 34 мм, установленных с шагом 36 мм (см. РисЛ9), и герметично евареных с ним донышка и крышки, также выполненных из нержавеющей стали, после чего полость заливается свинцом, В точке ввода пучка в мишень для создания оптимальных условий генерирования нейтронов выполнена, цилиндрическая полость диаметром 58 мм и глубиной 179 мм. Вокруг мишени расположены 12 свинцовых блоков. Шестигранный свинцовый блок состоит из шестигранной нержавеющей трубы с размером «под ключ» 35 мм с внутренним диаметром 33 мм и герметично приваренной к ней хвостовиком и крышкой, выполненных также из нержавеющей стали. Внутренняя полость блока заливается свинцом. Масса мишени 52 кг, свинцового блока 7.7 кг.
На. рисунке показала схема, свинцовой мишени и области разбиения (Гі;і.П-2,-Гіз) используемые при моделировании.
Расчет наработки радиоактивных изотопов от протонов ускорителя и нейтронов проводился с помощью программы гпспрх. При этом мишень ра:-:быва з лась на три области О. = (J Qi (см. Рис,19): центральная часть цилипдриче ской формы с диаметром 58 мм (fly) , второй слой (Г2-2)- это весь оставшийся свинец, оболочка мишени из нержавеющей стали представляет собой внешний третий слой (П3). Это сделано для учета неравномерности распределения радиоактивных нуклидов из-за различия процессов, проходящих в каждой области и различия материалов мишени и оболочки. Так. в центральной області: доминируют процессы высокоэнергетического деления ядер свинца при взаимодействии с протонами ускорителя, во втором слое, окружающем первый, акти в ац и я обусловлена в о с и о в и о м ш ор и ч і-11=і м и ч асти ц ам и. обр аз о в ав ш и м и ся в результате высокозпергетических процессов. В результате расчетов были получены скорости образования каждого нуклида в трех частях мишени. Далее был выбран следующий режим работы: установка работает с равномерной загрузкой один календарный год. в течение которого пучок подается на мишень 1000 часов, после чего установка остывает.
Для определения функции плотности и активности каждого изотопа в любой момент времени для выбранного режима работы требуется решить задачу Коши для набора (Ї = 1,2,.../) кинетических уравнений на конечном отрезке і Є [іоЛшя]
Предлагаемые варианты модификации
Проблема исследовании выхода изотопов в кратных реакциях, вызываемых нейтронами с энергией в несколько десятков МэВ, имеет важное значение для исследования трансмутации радиоактивных отходов атомной энергетики. Такие исследования проводятся на экспериментальных установках, созданных с целью изучения особенностей генерации нейтронных полей в протяженных мишенях из тяжелых элементов протонами или ионами с энергией около 1 ГэВ/пуклон 62, 63- Вследствие этого нейтронный спектр характеризуется высокоэнергетичееким хвостом, и ядерно-физические характеристики .таких установок принципиально отличаются от условий работы обычных ядерных реаіегоров (включая быстрые). Помимо этого, облучение ядерного топлива интенсивными потоками нейтронов в течение длительного времени, .может вызывать изменение ядерно-физических характеристик мишени самого реактора (так называемое отравление, или зашлаковывание [64]). Все это обусловливает необходимость исследования каналов неупругих реакций нейтронов с ядрами.
В последние годы в ОИЯИ резко возросла активность экспериментальных исследований электроядериого метода генерации энергии и трансмутации ядерных отходов. В Лаборатории Ядерных Проблем исследовалось образование продуктов протон-ядерных реакций в мишени ш1 при энергии протонов 660 МэВ [65]. В Лаборатории высоких энергий произведено несколько облучений установки «Энергия плюс Трале мутация» [62], в которых несколько образцов радиоактивных элементов (1ЭТ и J2BI, 237ІЧр, 239Pu и т.д.) экспонировались в ноле вторичных нейтронов, генерируемых в цилиндрической свинцовой мишени (8.4 х 52 см), окруженной бланкетой из природного урана общей массой 206 кг, облучаемых протонными пучками различной энергии с Нуклотрона ЛВЭ ОИЯИ. Тем не менее, проведение экспериментов оказывается весьма дорогостоящим, требует длительного времени на подготовку и проведение. Поэтому весьма актуальным остается развитие и тестирование компьютерных программ для моделирования ядерно-физических процессов в таких установках, включая моделирование нейтронных полей и генерации дочерних изотопов в ядерных реакциях, В данной работе сравниваются расчетные данные, полученные с использованием двух компьютерных программ: КАСКАД, разработанной в ЛИТ ОИЯИ, и MCNPX-CEM2, разработанной в LANL. Проведено сравнение с имеющимися экспериментальными данными.
Расчеты с помощью MCNPX-CEM2
Для расчетов использовалась каскадно-экеитонная модель, которая включена в программу MCNPX. а также испарительная модель GEM2. В рамках этой модели рассчитываются как полные сечения реакции, так и парциальные сечения образования дочерних изотопов. Для расчета выхода изотопов в ядерных реакциях используется только та часть программы MCNPX, которая для моделирования неупругих взаимодействий частиц с ядрами использует каскадно-экситонную модель СБМ2. В принципе есть также возможность использовать для расчетов пеупругого канала реакции модель Бертиии, Isabel и TNCL-4. В атом случае полное неупругое сечение реакции нейтронов определенной энергии с ядром-миптныо было рассчитано с использованием систематики BARPOL 166, 67].
Расчеты с помощью дубненской программы КАСКАД
В расчетах использована одна из версии программы, разработанной в ЛИТ ОИЯИ, осуществляющая моделирование взаимодействий и переноса адронов в протяженных многокомпонентных средах. Для расчета выхода изотопов в ядерных реакциях используется только та часть программы, которая моделирует т-шуируїие взаимодействий частиц с. ядрами. Парциальное сечение каналов реакции с выходом конкретных изотопов определяется пересчетом полного неупругого сечения пропорционально количеству ядер конкретного изотопа, рожденных в определенном числе неупругих взаимодействий. Здесь также полное неупругое сечение реакции нейтронов различной энергии с ядром-мишенью было рассчитано с использованием систематики BARPOL. Расчетная статистика составила от 10й до 2 10е пеупругих взаимодействий.
Обсуждение результатов и выводы
Парциальные сечения выходов кратных неупругих нейтронных реакций (п.хп) на ядрах носят ярко выраженный пороговый характер. При этом порог реакции 127Т(п.2п)ш1 имеет порог около 12 МэВ, реакция ш1(п.4п}ш1 имеет порог около 25 МэВ.
Полученные сечения образования 1261 в реакциях ш1 с нейтронами с энер гией в диапазоне от 12 до 50 МэВ приводятся на Рис.26. На рисунке при водятся данные, полученные с использованием библиотеки MENDL-2N 68]. зкепериметтиплпле данные EXFOR [69], программ MCNPX и КАСКАД. В последнем случае для сравнения приводятся данные, в которых нормировка сечений производится с использованием полных сечений, полученных с помо щью систематики BARPOL и сечениями, полученными с помощью MCNPX і (сечения, полученные с помощью этих двух источников, несколько отличатот-
Расчеты с помощью MCNPX-CEM2
Кроме получения энергии, подкритическис системы открывают перспективы переработки отработанного ядерного топлива (ОЯТ), а также любых радиоактивных отходов (РАО) путем трансмутации в безопасные стабильные или короткоживущие элементы. По-видимому, без применения подкритиче-ских систем на базе сильноточных протонных ускорителей, не удастся полностью утилизировать минорные актиниды (МА), накопленные в больших количествах. Дело із том, что для этих изотопов очень мала доля запаздывающих нейтронов, которые позволяют обеспечить устойчивое управление обычным критическим реактором, Кроме минорных актинидов подкритические системы могут уничтожать продукты деления. Главную проблему составляют дол-гоживущие продукты деления (ДПД), такие как 9Э Тс и 1291, пред став ля гощие наибольшую опасность с точки зрения долговременного (несколько тысяч лет) безопасного храпения РАО [70].
Для эффективной трансмутаціти актинидов необходимы мощные потоки высокоэнергетических нейтронов. Это следует хотя бы из того что атомный номер таких элементов лежит в области 89-102. а область стабильных элементов заканчивается на 2-82 (свинец), поэтому для выжигания МА требуются реакции высокоэнергетического деления и реакции с испусканием большого числа нуклонов. Иначе обстоит дело с продуктами деления. Например, 39Тс с периодом полураспада Т]/2 — 2,14- J.05 лет после реакции радиационного захвата пизкоэиергетического нейтрона превращается в короткоживущий изотоп 100Тс (Ті/2 = 15,8 аж), который быстро распадается в стабильный 100RLI, который может захватить ещё один или два нейтрона и тем не менее останется стабильным.
Далее рассматривается возможность расширения экспериментальной программы по проекту ПСД при переходе на электронный пучок. Обсуждается применение установки в качестве мощного нейтронного источника. Приведены результаты исследований основных нейтронно-физических характеристик. Представлены расчеты динамики активации мишени при облучении электронным пучком.
Напомним, что свинцовая мишень лодкритической сборки, обсуждающейся в настоящей работе, состоит из двухмиллиметрового нержавеющего кожуха, представляющего собой конструкцию, имитирующую по внешнему профилю сборку из семи шестигранных призм и герметично свареных с ним донышка и крышки, также выполненных из нержавеющей стали, после чего полость заливается свинцом. Вокруг мишени расположены 12 свинцовых блоков. Шестигранный свинцовый блок состоит из шестигранной нержавеющей трубы и герметично приваренной к ней хвостовиком и крышкой, выполненных также из нержавеющей стали. Внутренняя полость блока заливается свинцом. Масса мишени 52 кг, свинцового блока 7,7 кг. В точке ввода пучка в мишень для создания оптимальных условий генерирования нейтронов выполнена цилиндрическая полость диаметром 58 мм и глубиной 179 мм [56].
Расчёты проводились исходя из характеристик линейного ускорителя электронов LUE-200: энергия электронов 200 МэВ, мощность пучка 10 кВт, что соответствует интенсивности пучка Для обеспечения наилучших, условий генерирования нейтронов электрон ным пучком мы модифицировали мишень. Во-первых, из-за существенного увеличения мощности пучка (в базовом варианте мощность протонного пучка составляет 1 кВт), а как следствие увеличения тепловой нагрузки на мишень, необходимо заменить, по крайней мере, центральную область мишени более тугоплавким материалом. В качестве такой замены был выбран .вольфрам, который, помимо высокой температуры плавления обладает ещё и высокой плотностью, что позволяет снизить нежелательную нагрузку па конструкци онные элементы от гамма-излучения. Очевидно, такая модификация не реша- І1 ет проблемы теплосъема с мишени із целом, однако, техническое решение этой
