Особенности формирования остаточного излучения дисперсионного микрокапсулированного ядерного топлива
| Parent link: | Известия вузов. Ядерная энергетика.— , 1993- № 3.— 2018.— [С. 75-87] |
|---|---|
| Corporate Authors: | , |
| Other Authors: | , , , |
| Summary: | Заглавие с экрана Выполнено расчетное исследование различных вариантов загрузки активной зоны ториевого реактора. Выполнены нейтронно-физические исследования и расчет изотопного состава топлива, проведен анализ ?-излучателей, анализ источников нейтронного и фотонного излучений в микрокапсулированном ядерном топливе. Исследования проведены для создания методологии, используемой для оценки радиационных характеристик ядерного топлива со сложной внутренней структурой. Основное внимание сконцентрировано на расчете количественного и спектрального состава нейтронов, образующихся в результате протекания реакций (?, n) на ядрах с малой и средней массой. Рассчитано отношение количества нейтронов, полученных от (?, n)-реакций, к количеству образовавшихся в результате спонтанного деления для топлива с гетерогенным и гомогенным расположением делящихся и конструкционных элементов. Разработанный инструментарий позволит проводить оценку дозы нейтронного излучения, пересмотреть традиционные процедуры обращения со свежим и отработавшим топливом, при использовании метода Росси-? оценить коэффициент размножения нейтронов в глубоко подкритических системах. Кроме того, данную методологию можно использовать при подготовке файла входных данных для задач нейтронно-активационного анализа, при расчете дозиметрических характеристик изотопных источников нейтронов и подкритических сред, содержащих гетерогенные включения разной формы, размера и состава. Для расчета выхода и спектра нейтронов применялись аналитическая модель и верифицированные расчетные коды программ WIMS-D5B, (ORIGEN-APP)SCALE 6.2.0, SOURCES-4C и SRIM-2013. Researches in the field of physics of nuclear fuel of new generation are being carried out at present at National research Tomsk polytechnic university. The fuel being developed is a graphite matrix with micro encapsulated fuel (microfuel) of spherical shape in it. The main technological application of these researches is creation of low-power high temperature gas-cooled thorium reactor unit. The researchers are of great significance and are generally paid much attention to. In the present paper a calculated analysis of different configurations of thorium reactor core loading is described. Neutron-physical researches and fuel isotopic composition calculation were made. Alpha-emitters, sources of neutron and photon radiation were analyzed. A calculation instrument which allows evaluating radiation characteristics of nuclear fuel at the reactor designing stage was developed. It also makes it possible to reconsider usual procedures of handling new and irradiated nuclear fuel in a nuclear fuel cycle of new generation. The main attention in the research was paid to the calculation of neutron yield and spectrum formed as a result of (alpha, n)-reactions on light nuclei of microfuel, as the concentration of various alpha-emitters resulting from irradiation is directly dependent on the fuel burn-up, while the concentration of (alpha, n)-neutrons depends on the configuration of microfuel, graphite matrix, concentration of light elements, and modifies the pattern of neutron diffusion flux. |
| Published: |
2018
|
| Subjects: | |
| Online Access: | https://nuclear-power-engineering.ru/article/2018/03/07/ |
| Format: | Electronic Book Chapter |
| KOHA link: | https://koha.lib.tpu.ru/cgi-bin/koha/opac-detail.pl?biblionumber=658965 |