Радиационные характеристики топлива со сложной внутренней структурой
| Parent link: | Вопросы радиационной безопасности Т. 1.— 2019.— [С. 51-57] |
|---|---|
| Corporate Authors: | , , |
| Other Authors: | , , , , |
| Summary: | Заглавие с экрана Исследуется нейтронная составляющая радиационных характеристик облученного топливного блока высокотемпературной газоохлаждаемой ториевой реакторной установки. Выполнена расчётная оценка выхода нейтронов, образующихся в реакциях (?,n) и при спонтанном делении. Для наиболее важных (с точки зрения радиационной безопасности) актинидов в 238-м групповом виде подготовлены нормированные и спектральные функции распределения нейтронов. Найденные распределения использовались для расчёта спектра потока нейтронов на поверхности топливного блока с загрузкой микрокапсулированной смеси тория и плутония в графитовую матрицу топливной таблетки. Исследования проведены с целью разработки процедур и регламентов обращения с отработавшим топливом в ядерном топливном цикле нового поколения, позволят исследовать радиохимическую и коррозионную стойкость элементов конструкции транспортного средства. Разработанную в работе методологию можно также использовать при подготовке файла входных данных для задач нейтронно-активационного анализа, при расчете дозовых характеристик изотропных источников нейтронов и глубоко подкритических сред, содержащих гетерогенные включения разной формы, размера и состава. Кроме того, данную методологию можно адаптировать, для исследования флуктуаций нейтронного фона в экосистемах, которые содержат U- и Pu-микрочастицы, состоящие из диоксидов актинидов. The neutron component of the radiation characteristics of the irradiated fuel block of a high-temperature gas-cooled thorium reactor installation is investigated. A calculated estimate of the yield of neutrons produced in the (?, n) reactions and during spontaneous fission was made. For the most important (from the point of view of radiation safety) actinides, in the 238 energy group, the normalized and spectral distribution functions of neutrons were prepared. The distributions found were used to calculate the neutron flux spectrum on the surface of the fuel block with the loading of a microencapsulated mixture of thorium and plutonium into the graphite matrix of the fuel pellet. Studies have been conducted with the aim of developing procedures and regulations for the management of spent fuel in the new-generation nuclear fuel cycle, which will allow investigating the radiochemical and corrosion resistance of vehicle structural elements. The methodology developed in this paper can also be used in preparing the input data file for the tasks of neutron activation analysis, when calculating the dose characteristics of deeply subcritical media containing heterogeneous inclusions of various shapes, sizes and compositions. In addition, this methodology can be adapted to study neutron background fluctuations in ecosystems that contain U- and Pu-microparticles consisting of actinide dioxides. Режим доступа: по договору с организацией-держателем ресурса |
| Published: |
2019
|
| Subjects: | |
| Online Access: | https://elibrary.ru/item.asp?id=38537441 |
| Format: | Electronic Book Chapter |
| KOHA link: | https://koha.lib.tpu.ru/cgi-bin/koha/opac-detail.pl?biblionumber=660548 |