Вестник Кольского научного центра РАН № 2, 2019 г.

Изучение закономерностей образования источников тепла в хранилищах контейнерного типа. В настоящей статье представлены результаты завершенных исследований, целью которых являлось изучение закономерностей образования источников тепла в подземных модулях хранилищ контейнерного типа и особенностей формирования температурного режима контейнера ТУК-120 для ОЯТ реакторов АСММ, разрабатываемых в России и отличающихся технологией теплоносителя: водо-водяные реакторы (АБВ, «Унитерм», РИТМ-200М) и жидкометаллические реакторы (СВБР-10 и СВБР-100). Остаточные тепловыделения ОЯТ реакторов АСММ Одним из ключевых вопросов в задаче изучения температурного режима хранилища ОЯТ является определение мощности остаточного энерговыделения (МОЭ), развивающейся в облученном топливе в конце кампании активной зоны реактора за счет радиоактивного распада продуктов деления (ПД) и актиноидов. Суммарная величина МОЭ продуктов деления после останова реактора является фундаментальным фактором безопасности. Для ее определения в США разработана математическая программа (стандарт) ANSI/ANS-5.1-1979 [3]. В этой программе обобщены результаты моделирования цепочек распада ПД, параметры которых были установлены экспериментально. Данная компиляция объединяет группы цепочек с примерно одинаковыми временами распада и описывает выход энергии за счет продуктов деления U, U и 239Pu в виде суммы экспонент для времен выдержки ОЯТ до 30 лет. Мощность остаточного энерговыделения зависит от эксплуатационной мощности реактора и продолжительности его работы, которые определяют энерговыработку активной зоны, а также от времени выдержки ОЯТ. Применение стандарта ANSI/ANS-5.1-1979 для расчета остаточного энерговыделения в ОЯТ реакторов АСММ является естественным, так как для них характерны большая продолжительность кампании самого реактора и время выдержки топлива. Однако методика стандарта ANSI/ANS-5.1-1979 имеет существенные недостатки. Она не учитывает вклад в остаточное энерговыделение а-распада актиноидов, а также приближенно описывает образование долгоживущих ПД. Проверка эффективности стандарта ANS I/ANS-5.1-1979 была выполнена на примере сопоставления данных по остаточному энерговыделению в ОЯТ реактора ВВЭР-1000, полученных независимыми методами — ANSI/ANS-5.1-1979 и программа AFPA [4]. Программа AFPA детально учитывает накопление ПД и актиноидов в реакторе ВВЭР-1000 с учетом изменения изотопного состава топлива, спектра нейтронов в реакторе и его изменения в процессе топливного цикла. Результаты сравнительной оценки для ВВЭР - 1000 при его трехгодичной эксплуатации и средней тепловой мощности 2588 МВт показали значительные погрешности прогнозирования МОЭ по стандарту ANS I/ANS-5.1-1979 в диапазоне 8-33 %, если дополнительно не учитывается вклад а-распада при выдержке ОЯТ от 10 до 30 лет. Для расчета МОЭ за счет Р-распада ПД в ОЯТ реакторов АСММ был использован стандарт ANSI/ANS-5.1-1979. Дополнительный вклад в остаточное тепловыделение от а-распада актиноидов в облученном топливе реакторов АСММ рассчитывался по изотопным массовым составам ОЯТ, полученным авторами и приведенным в работе [5]. Принимался во внимание а-распад радионуклидов, которые вносят доминирующий вклад в остаточное тепловыделение ОЯТ (238Pu, 239Pu, 240Pu, 241Am и 244Cm), что определяется массовым содержанием актиноидов в облученном топливе и периодом их полураспада. Величина МОЭ определялась по следующему соотношению: na = (a 0 /b 0 )m-Ea-exp (-т ln 2 /T 1 / 2 ), где na — мощность тепловыделения, Вт; Ea — энергия a -частиц, МэВ/распад; m — масса радионуклида в активной зоне на момент окончания кампании, кг; T 1/2 — период полураспада, лет; a 0 — удельная активность радионуклида, Бк/кг; т — время выдержки, лет; b 0 — коэффициент размерностей, равный 6,242 1012МэВ/(сВт). Принятые значения ядерно-физических констант приведены в табл. 1. ВЕСТНИК Кольского научного центра РАН 2/2019 (11) 107