Ковалев Н.В.1, Прокошин А.М.1, Кудинов А.С.1, Невиница В.А.2, Никандрова М.В.1, Голецкий Н.Д.1
Проведена кросс-верификация и валидация всемирно известных и широко используемых программных средств (ПС), реализующих метод Монте-Карло в области определения нуклидного состава отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). Рассматривались ПС SCALE 6.3, MCNP 6.1, Serpent 2.1.32. Сравнение результатов расчета проводилось с экспериментально изученным нуклидным составом образца ОЯТ с АЭС Балаково-2, выгорание которого составляло 46,7±0,7 МВт·сут/кгТМ. Расчет нуклидного состава в ПС выполнялся по бесконечной модели ТВС. Дополнительно расчет выполнялся с помощью детерминистического двухмерного кода SCALE (NEWT). Результаты расчета по всем разработанным моделям показали сходимость с экспериментальными данными на уровне 10 %. Необходимо отметить, что по умолчанию в ПС Serpent не учитываются вероятности выходов изомеров, в связи с чем концентрация изотопа 236Pu оказывается на несколько порядков меньше ожидаемой величины. По неизвестным причинам в использованной версии MCNP 6.1 Cloud перепутаны вероятности выхода изомеров в реакции 237Np(n,2n), вследствие чего итоговая концентрация 236Pu оказывается занижена примерно в пять раз. Изотоп 236Pu является материнским по отношению к изотопу 232U с периодом полураспада 2,858 лет, а цепочка распада изотопа 232U, в свою очередь, обладает мощными гамма-источниками, вследствие чего некорректный расчет содержания изотопа 236Pu приведет к занижению радиационных характеристик выдержанного ОЯТ. За исключением перечисленных замечаний при осуществлении расчетов все рассмотренные программные средства могут рекомендоваться к использованию при определении составов отработавшего ядерного топлива тепловых реакторов.
1. Федоров Ю.С., Бибичев Б.А., Зильберман Б.Я., Кудрявцев Е.Г. Использование регенерированного урана и плутония в тепловых реакторах. Атомная энергия, 2005, т. 99, вып. 2, с. 136–141.
2. Павловичев А.М., Федоров Ю.С., Бибичев Б.А. и др. Нейтронно-физические характеристики активной зоны ВВЭР-1000 со 100 %-й загрузкой топливом из регенерированного урана и плутония. Атомная энергия, 2006, т. 101, вып. 6, с. 407–413.
3. Павловичев А.М., Павлов В.И., Семченков Ю.М. и др. Нейтронно-физические характеристики активной зоны ВВЭР-1000 со 100 %-й загрузкой топливом из смеси регенерированного урана, плутония и обогащенного урана. Атомная энергия, 2008, т. 104, вып. 4, с. 195–198.
4. Зильберман Б.Я., Федоров Ю.С., Римский-Корсаков А.А. и др. Возможность использования топлива из смеси обогащенного регенерированного урана и регенерированного плутония для 100%-й загрузки активной зоны ВВЭР-1000. Атомная энергия, 2012, т. 113, вып. 6, с. 307–314.
5. Зильберман Б.Я., Федоров Ю.С., Римский-Корсаков А.А., Бибичев Б.А., Чубаров М.Н., Алексеев П.Н. Топливная композиция для водоохлаждаемых реакторов АЭС на тепловых нейтронах. Патент РФ № 2537013, 2014.
6. Гаврилов П.М., Крюков О.В., Иванов К.В., Хаперская А.В., Павловичев А.М., Семченков Ю.М., Федоров Ю.С., Зильберман Б.Я., Дудукин В.А., Апальков Г.А. РЕМИКС – топливо ядерно-топливного цикла. Патент России, 2019, № 2702234, бюл. № 28.
7. Зильберман Б.Я., Голецкий Н.Д., Ковалев Н.В., Синюхин А.Б. Топливная композиция для водоохлаждаемых реакторов АЭС на тепловых нейтронах. Патент России, 2019, № 2691621, бюл. № 17.
8. Ковалев Н.В., Зильберман Б.Я., Голецкий Н.Д., Синюхин А.Б. Новый подход к повторному использованию отработавшего ядерного топлива тепловых реакторов в рамках концепции РЕМИКС Известия вузов. Ядерная энергетика, 2020, № 1, с. 67–77. DOI: 10.26583/npe.2020.1.07.
9. Wieselquist W.A., Lefebvre R.A., and Jessee M.A. SCALE Code System, ORNL/TM-2005/39. Version 6.2.4. Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, TN, 2020. Доступно на: https:www.ornl.gov/file/scale-62-manual/display (дата обращения 28.12.2021).
10. Werner C.J. et al. MCNP Users Manual – Code Version 6.2. LA-UR-17-29981, 2017. Доступно на: https:laws.lanl.gov/vhosts/mcnp.lanl.gov/pdf_files/la-ur-17-29981.pdf (дата обращения 29.12.2021).
11. Leppänen J., Pusa M., Viitanen T., Valtavirta V., Kaltiaisenaho T. The Serpent Monte Carlo code: Status, development and applications in 2013. Annals of Nuclear Energy, 2015, vol. 82, pp. 142–150. DOI: https:doi.org/10.1016/j.anucene.2014.08.024.
12. Michel-Sendis F. et al. SFCOMPO-2.0: An OECD NEA Database of Spent Nuclear Fuel isotopic Assays, Reactor Design Specifications, and Operating Data. Annals of Nuclear Energy, 2017, vol. 110, pp. 779–788. DOI: https:doi.org/10.1016/j.anucene.2017.07.022.
13. Gauld I.C. et al. Integral Nuclear Data Validation Using Experimental Spent Nuclear Fuel Compositions. Journal of Nuclear Engineering and Technology, 2017, vol. 49, issue 6, pp. 1226–1233. DOI: https:doi.org/10.1016/j.net.2017.07.002.
14. Michel-Sendis F., Gauld I.C., Bossant M., Soppera N. A New OECD/NEA Database of nuclide compositions of spent nuclear fuel. Proc. of the PHYSOR 2014 International Conference. Kyoto, Japan, October 2014. DOI: https:doi.org/10.11484/jaea-conf-2014-003.
15. Murphy B.D., Kravchenko J., Lazarenko A., Pavlovitchev A., Sidorenko V., Chetverikov A. Simulation of Low-Enriched Uranium (LEU) Burnup in Russian VVER Reactors with the HELIOS Code Package. ORNL/TM-1999/168, Oak Ridge National Laboratory Report, March 2000.
16. Cerne S.P., Hermann O.W., Westfall R.M. Reactivity and Isotopic Composition of Spent PWR Fuel as a Function of Initial Enrichment, Burnup, and Cooling Time. ORNL/CSD/TM-244, Martin Marietta Energy Systems, Inc., Oak Ridge Natl. Lab., October 1987.
17. Кислов А.И., Титов А.А., Дмитриев А.М., Синцов А.Е., Романов А.В. Радиационные аспекты использования регенерированного урана на ОАО МСЗ при производстве ядерного топлива. Ядерная и радиационная безопасность, 2012, специальный выпуск, c. 52–60. Доступно на: https://nrs-journal.ru/sections/articles/radiatsionnye-aspekty-ispolzovaniya-regenerirovannogo-urana-na-oao-msz-pri-proizvodstve-yadernogo-to/ (дата обращения 28.12.2021).
