Вестник Кольского научного центра РАН № 4, 2019 г.

Накопление гамма-излучающих радионуклидов 134 Cs и 154 Eu в реакторах атомных станций… ВЕСТНИК Кольского научного центра РАН 4/2019 (11) 43 принят 133 I, кумулятивный выход которого включает абсолютный выход самого нуклида и сумму абсолютных выходов радионуклидов предшественников 133 Sn, 133 Sb, 133m Te, 133 Te и 133m I. При таком подходе в расчетах рассматривалась схема накопления 134 Cs (рис. 1). На рис. 1 приведены периоды полураспада нуклидов, коэффициенты ветвления и сечения реакций в тепловой и резонансной областях энергетического спектра. В соответствии с приведенной схемой накопление 134 Cs описывается системой из 6 дифференциальных уравнений. Аналогичный подход использован в расчетах накопления 154 Eu, которое определяется системой из 21 уравнения. На основе рассмотренного алгоритма для расчета накопления ПД разработана математическая программа ACTFP ( ACT ivity of F ission P roducts), основанная на использовании стандартной подпрограммы библиотеки NAG, реализующей решение задачи Коши для системы обыкновенных дифференциальных уравнений методом Рунге — Кутта — Мерсона. Уравнения кинетики накопления 134 Cs и 154 Eu требуют дополнительных пояснений. Первое пояснение касается плотности потока нейтронов (ППН). Зависящая от времени функция ППН определяется с помощью программы «КРАТЕР» для реакторов водо-водяного типа и жидкометаллических реакторов. На рис. 2–4 в качестве иллюстрации показаны результаты расчетов ППН для групп нейтронов, определяющих основной вклад в скорость реакций поглощения нейтронов в ПД в центральной области активных зон реакторов «Унитерм», РИТМ- 200М и СВБР-100. Необходимо отметить следующие закономерности и особенности ППН в реакторах АСММ. Во-первых, наблюдается сильный рост ППН со временем, особенно для группы нейтронов тепловых энергий (10-я группа) в случае водо-водяных реакторов, которая увеличивается от начала к концу кампании в два и более раза. Эта особенность объясняется значительным (примерно в 2,5 раза) выгоранием 235 U. В случае реактора типа СВБР-100 плотность потока нейтронов также растет со временем, увеличиваясь в 1,3–1,4 раза от начала к концу кампании, что соответствует уровню выгорания топлива в активной зоне. Во-вторых, нужно отметить относительно низкий уровень плотности потока тепловых и замедляющихся нейтронов для водо-водяных реакторов АСММ, который обусловлен низкой энергонапряженностью их активных зон. Рис. 2. Плотность потока нейтронов различных энергетических групп в топливе для центральной области активной зоны реактора «Унитерм» при мощности РУ 24,4 МВт Fig. 2. Neutron flux density of various energy groups in the fuel for the central region of the Uniterm reactor core (the reactor facility capacity of 24,4 MW) Рис. 3. Плотность потока нейтронов различных энергетических групп в топливе для центральной области активной зоны реактора РИТМ-200M при мощности РУ 113,8 МВт Fig. 3. Neutron flux density of various energy groups in the fuel for the central region of the RITM-200M reactor core (the reactor facility capacity of 113,8 MW)