Анализ точности моделирования параметров электроядерных установок тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.13.16, кандидат физико-математических наук Батяев, Вячеслав Феликсович

• Батяев, Вячеслав Феликсович
• кандидат физико-математических наук
• 1999

Оглавление диссертации кандидат физико-математических наук Батяев, Вячеслав Феликсович

ВВЕДЕНИЕ

1 Назначение ЭлектроЯдерных Установок (ЭлЯУ).

2 Основные разработки мишенных частей ЭлЯУ.

3 Обзор параметров мишенных устройств, необходимых для проектирования ЭлЯУ.

4 Обзор методов моделирования ядерных процессов мишенных частях ЭлЯУ.

4.1 Основные модели нуклон-ядерных взаимодействий в промежуточной области энергий (выше 20МэВ).

4.2 Программные комплексы для моделирования адрон-ядерного каскада в протяженной геометрии и оценки основных параметров мишенной части ЭлЯУ.

5 Экспериментальный базис для верификации программ, используемых для расчетов мишенных частей ЭлЯУ.

6 Постановка задачи

7 Актуальность и новизна

1 ПОТРЕБНОСТИ В ВЕРИФИКАЦИИ РАСЧЕТНЫХ ПРОГРАММ

1.1 Оценка точности расчета параметров мишенных устройств ЭлЯУ.

1.1.1 Нейтронный выход

1.1.2 Параметры энерговыделения.

1.1.3 Выход вторичных ядер-продуктов.

1.2 Выбор параметра для тестирования расчетных программ.

1.3 Статистика адронных взаимодействий в толстых мишенях.

1.4 Выводы.

2 ВЕРИФИКАЦИЯ РАСЧЕТНЫХ ПРОГРАММ.

2.1 Особенности верификации прогррамм по выходам ядер-продуктов.

2.2 Обзор имеющихся экспериментальных данных.

2.3 Используемые в верификации расчетные программы.

2.4 Систематизация сравнений расчетных и экспериментальных данных по выходам ядер-продуктов.

2.4.1 Сравнение экспериментальных и расчетных результатов.

2.4.1.1 209Bi, облученный протонами с энергией 0.13 и 1.5 ГэВ.

2.4.1.2 20б,207,208р^ облученные протонами с энергией 0.13 ГэВ.

2.4.1.3 206,207,208,natpj^ облученные протонами с энергией 1.5 ГэВ.

2.4.1.4 63'65Си, облученные протонами с энергией 0.13, 1.2 и 1.5 ГэВ и 59Со, облученный протонами с энергией 0.07, 0.10, 0.13,

0.20 и 1.2 ГэВ

2.4.1.5 Объединенное сравнение.

2.4.2 Выводы о соответствии расчетных и экспериментальных результатов по выходам ядер-продуктов на тонких мишенях.

2.5 Верификация программ по интегральным экспериментам.

2.6 Анализ сравнений по интегральным экспериментам.

2.7 Выводы о соответствии расчетных и экспериментальных результатов по скоростям реакций.

3 НЕЙТРОНО-ФИЗИЧЕСКИЕ ПАРАМЕТРЫ И ПАРАМЕТРЫ ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ ИССЛЕДОВАННЫХ МИШЕННЫХ ЧАСТЕЙ ЭлЯУ.

3.1 Методика расчета.

3.1.1 Используемые программы.

3.1.2 Расчет нейтронного выхода.

3.1.3 Расчет энерговыделения

3.1.3.1 Расчет парциальных энерговыделений.

3.1.3.2 Трудности расчетов локального энерговыделения

3.2 Жидкосвинцовая и свинцово-висмутовая мишень.

3.3 Псевдо-сжиженная свинцово-тяжеловодная композиция.

3.4 Газоохлаждаемая вольфрамовая мишень.

3.5 Выбор окна.

3.6 Выводы.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Анализ точности моделирования параметров электроядерных установок»

1 Назначение ЭлектроЯдерных Установок (ЭлЯУ).

Несмотря на сложившееся после Чернобыльской аварии негативное, в целом, отношение к себе мировой общественности, ядерная энергетика продолжает оставаться одним из наиболее перспективных источников энергии и имеет серьезные предпосылки увеличить свой вклад в энергообеспечение планеты. Основными причинами сдерживания развития ядерной энергетики до сих пор остаются проблемы (1) безопасного функционирования АЭС, (2) переработки радиоактивных отходов, и (3) нераспространения делящихся материалов [1]. Для государств, обладающих ядерным оружием, в последние годы появилась новая проблема - уничтожение или невоенное использование (конверсия) избыточного количества оружейного плутония и высокообогащенного урана. Существуют два основных направления решения проблемы радиоактивных отходов и конверсии плутония. Первое, традиционное направление, заключается в долговременном захоронении долгоживущих отходов и плутония и, соответственно, откладывания проблемы их уничтожения на поколения вперед. Второе направление заключается в стремлении переработать (трансмутировать) отходы и плутоний в настоящее время или в ближайшем будущем, тем самым избавляя последующие поколения как от самой проблемы отходов, так и от проблемы нераспространения, из-за риска экологических катастроф от накопленных отходов наработки ядерной энергетики в объеме, по крайней мере, в десятки тысяч реакторо-лет

Как указано в [2], к концу 1995 года общемировой опыт ядерной энергетики составил 7696 реакторо-лет. Существующие 437 ядерноэнергетические установки в более чем 30 странах ежегодно выдают более 10,000 тонн отработанного топлива, из которых только 3000 тонн перерабатываются [3] При этом, согласно оценке [4], из 100000 тонн отработанного топлива, находящегося во временных хранилищах, примерно 1000 тонн составляет плутоний. Благодаря накоплению в отработанном топливе значительной части продуктов деления, данный плутоний не влияет, на первый взгляд, на проблему нераспространения. Однако, так как отсутствуют принципиальные проблемы по химическому выделению плутония из отходов имеетпозволяет трансмутировать изотопы, считающиеся в обычных реакторах отходами, т.е. работать с топливом, непригодным в обычных критических реакторах.

Как отмечается в [8], кроме основных, ЭлЯУ имеют и другие потенциальные достоинства:

1. Полное выжигание топлива;

2. Отказ в топливном цикле от процесса обогащения, экстракции и рефабрикации;

3. Отсутствие накапления плутония;

4. Выжигание текущих отходов, а также отходов, полученных в прошлом;

5. Повышенный уровень безопасности;

6. Защищенность от диверсий и несанкционированного распространения;

7. Сравнимость финансовых затрат с альтернативными концепциями;

8. Использование готовых (разработанных) технологий.

В [9], наряду с достоинствами ЭлЯУ в сравнении с критическим системами, обозначены также и некоторые недостатки, которые обусловлены введением нетрадиционных для ядерныой энергетики элементов:

1. Проблемы согласования ускорителя с реактором;

2. Высокое удельное тепловыделение в мишени.

3. Тепловые нагрузки в аварийных ситуациях в модулях ускорителя и в транспортных каналах;

4. Случайное повышение тока приводит к случайной повышенной энергонапряженности в б л анкете;

5. Нестабильность работы ускорителя является причиной частого срабатывания СУЗ;

6. Повышенная выдача продуктов деления,

7. Повышенный тепловой выброс в атмосферу.

Кроме трансмутации отходов, рассматривается использование ЭлЯУ в исследованиях, направленных на:

1. Создание ядерных энергетических установок, основанных на использовании ториево-го цикла, отходы которого обладают значительно меньшим уровнем экологической токсичности [10]. Имеется ряд проектов производства энергии с помощью ускорителя (Accelerator-Driven Energy Production (ADEP)) [11, 12, 13], которые предполагают не только извлечение энергии деления из тория, но и уничтожение долгоживущих отходов, причем без производства материалов оружейного характера.

2. Создание мощных нейтронных генераторов для специализированных задач, таких как производство трития (например, проект Accelerator Production of Tritium (APT) [14]), использование нейтронов в материаловедческих исследованиях (например, в проекте Spallation Neutron Source (SNS) [15]), легирования материалов[16], производство изотопов [17] и т.д.

В ЭлЯУ происходят принципиально новые с точки зрения традиционной реакторной физики процессы взаимодействия высокоэнергичных ( с энергией порядка 1ГэВ) протонов с материалами специального устройства - мишенью [18]. К мишенному устройству ЭлЯУ, которое служит нейтронным источником в подкритической системе, предъявляются следующие требования [19]:

1. Высокая нейтронная производительность;

2. Способность работать при высоких энерговыделениях порядка нескольких десятков МВт;

3. Компактные размеры для введения его внутрь активной зоны;

4. Надежное функционирование, не требующее интенсивного обслуживания;

5. Безопасность;

6. Малый уровень образования радиоактивных отходов.

Стремление к увеличению выхода нейтронов из мишени предполагает использование в качестве мишенных материалов тяжелые элементы, как неделящиеся - свинец, свинецвисмут [20], ртуть [21]2, так и материалы, включающие соли делящихся актинидов [23, 24]. Возможны и комбинированные мишени с добавками продуктов деления, подлежащих трансмутации - 90Sr, 137Cs [25].

Окружающий нейтронопроизводящую мишень подкритический бланкет, содержащий ядерное топливо и долгоживущие радиоактивные отходы, размножает нейтроны, рожденные в мишени, обеспечивая спектр и поток нейтронов, необходимый для эффективной трансмутации. Значение потока нейтронов, необходимое для эффективной трансмутации, подробно обсуждается в работе [26], в которой вводится понятие равновесной загрузки для трансмутационного процесса, что позволяет оценить параметры трансмутационных установок. Использование достаточно высокой плотности нейтронного потока должно обеспечить приемлемый уровень объема и загрузки отходов в установку.

В последнее десятилетие во многих странах проведены десятки крупных международных конференций, посвященных проблемам ЭлЯУ, управляемым ускорителем [27]-[43].Работы по нескольким трансмутационным проектам уже идут во многих ядерных центрах США, Европы, России, Японии, Китая и Кореи (что отражено в обзорах [44, 45, 19] и в специальных докладах на последних конференциях по трансмутации, проведенных в 1996г. в Швеции [36] и в 1999г. в Чехии [37]).

Среди этих проектов особое место занимают следующие:

1. Проект OMEGA, разрабатываемый в Японском институте Атомной Энергии (JAERI).

2. Американские проекты, разрабатываемые в: a) Лос-Аломосской лаборатории (LANL) - проекты ATW, APT, ADEP, ABC; b) Брук-Хевинской лаборатории (BNL) - проекты ADAPT, PHOENIX; c) Оак-Риджской лаборатории (ORNL) - проект SNS.

3. Европейские проекты SINQ, ESS и проект под руководством К.Руббиа (C.Rubbia) [12].

4. Российские исследования проблем трансмутации наиболее полно продемонстрированы в завершившимся в 1996г. проекте МНТЦ-017 [46], результатом которого явились,

2Неделящихся в реакторной области энергий. При высоких энергиях (десятки МэВ и выше) эти материалы, так же как и актиниды, испытывают деление (см., например, [22]). в частности, конструкторские разработки нескольких вариантов мишенных частей ЭлЯУ (МЧЭлЯУ). Кроме того, важнейшие ядерно-физические и технологические аспекты МУПС прорабатывались (и/или прорабатываются) в проектах МНТЦ-157, 176, 183, 477, 540, 554, 559, 839, 1145, 1314 и др.

Различные проблемы трансмутации радиоактивных отходов обсуждались практически на всех последних международных [47, 48, 49, 50] и национальных (см. например, [51, 52, 53, 54, 55, 56, 57, 58, 59] конференциях по ядерным данным.

Заключение диссертации по теме «Применение вычислительной техники, математического моделирования и математических методов в научных исследованиях (по отраслям наук)», Батяев, Вячеслав Феликсович

2.7 Выводы о соответствии расчетных и экспериментальных результатов по скоростям реакций

Так же как и в случае ядер-продуктов на тонких мишенях, необходимо сделать вывод, что на данный момент программы не в состоянии достаточно точно предсказать все необходимые параметры. Полученные расхождения (в среднем, в 2 раза) с экспериментальными значениями свидетельствуют о том, что использовать данные программы уместно только для качественных(оценочных) расчетов параметров МЧЭлЯУ.

Глава 3

НЕЙТРОНО-ФИЗИЧЕСКИЕ ПАРАМЕТРЫ И ПАРАМЕТРЫ ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ ИССЛЕДОВАННЫХ МИШЕННЫХ ЧАСТЕЙ ЭлЯУ.

3.1 Методика расчета. 3.1.1 Используемые программы

Для расчета нейтронофизических параметров и параметров энерговыделения МЧЭлЯУ, исследованных в ИТЭФ, были задействованы следующие расчетные программы:

1. НЕТС - программа, генерирующая адронный каскад в мишени;

2. MCNP - программа, ведущая транспорт медленных нейтронов и фотонов;

3. EGS (в составе комплекса GEANT) - программа, ведущая транспорт жестких фотонов, образующихся при распаде нейтральных пионов;

4. SPECT - вспомогательная программа к НЕТС, рассчитывающая параметры непосредственно адронного каскада;

5. Т^ЮБАМТ - двумерная многогрупповая программа, рассчитывающая перенос нейтронов Эдг-методом.

Общая схема стыковки программ представлена на Рис. 3.1.

Рис. 3.1: Схема применения программ для вычисления параметров МЧЭлЯУ.

Как видно их схемы, основной программой является программа НЕТС, которая моделирует адронный-ядерный каскад с энергией частиц выше 20МЭВ1, и выдает три файла событий, описывающих моделируемый каскад:

1. файл рождений низкоэнергичных нейтронов (Еп <20МэВ) и фотонов;

2. файл рождений 7г°-мезонов;

3. общий файл адрон-ядерных взаимодействий.

Первый файл считывается программой МСКР с помощью специально внедренного в нее модуля. Программа МСКР моделирует транспорт нейтронов и фотонов с целью опре

1 Величина энергии, при которой транспорт частиц заканчивается (энергия обрезания), задается опционально для каждого типа частиц. Как правило, для протонов и нейтронов задавалось 20МэВ, для 7г-мезонов - 1МэВ. деления выхода(вылета) низкоэнергичных нейтронов, их спектров, а также энерговыделения за их счет. Файл рождений 7г°-мезонов использовался программой ЕОБ для определения пространственного распределения энерговыделения от жестких фотонов, образующихся при распадах 7г°-мезонов. Общий файл взаимодействий использовался программой БРЕСТ. Авторская версия программы включает расчет пространственного распределения энерговыделения за счет взаимодействий с энергией выше 20МэВ, потоки и спектры адро-нов, выходы вторичных ядер-продуктов (включая спектры легких ядер). Детально расчет нейтронного выхода и энерговыделения описан в разд. 3.1.2 и 3.1.3.

В качестве альтернативы программе МСКР применялась программа Т\УОБАМТ. Используя пространственно-энергетическое распределение рожденных низкоэнергичных нейтронов, программа вычисляет нейтронные потоки, поглощения и выходы. Ввиду относительно высокой скорости счета, применение программы TWODANT предпочтительнее МСЫР, в случаях проведения значительного числа оптимизационных расчетов.

Имеющаяся версия программы НЕТС была модернизирована включением в нее программ Ш11СЬ[131] и СЕМ95[129], которые, в качестве коренному блоку ВЕИИШ программы НЕТС, моделируют адрон-ядерные взаимодействия.

Программа БРЕСТ отличается от стандартной из-за включения в нее дополнительного модуля, который разделяет парциальные энерговыделения в гомогенно заданных компонентах (смесях) (см. п. 3.1.3). Это позволяет рассчитывать гетерогенную среду (например, свинцово-водную композицию) в виде гомогенной среды, получая парциальные энерговыделения (для воды и свинца отдельно). Это исключает трудности с заданием сложных геометрий и сокращает время расчета.

Остальные программы используются в стандартном виде без изменений.

При проведении расчетов поперечная форма пучка была задана в соответствии с рас-счетным моделированием пучка после поворотного магнита [46] (Рис. 3.2).

Геометрия мишеней была задана в соответствии с результатами их предварительной конструкторской проработки (см. Рис. 3.3, 3.5, 3.6 и 3.10).

3.1.2 Расчет нейтронного выхода

Обычно, при расчете нейтронного выхода из "голой" (ничем неокруженной) мишени, нейтронный выход рассчитывается подсчетом числа смоделированных нейтронов (как быI о X I о о.

§1

50 Ч о ь-о с 0 5

10 15 20

Радиус(см)

25

Рис. 3.2: Плотность протонного пучка в зависимости от радиуса. Нормировка на ток ЮОмА. стрых, с £,„>20МэВ, так и медленных), пересекающих внешнюю поверхность мишени.

Однако, такой подход не отражает нейтронофизические свойства мишени в случае, если она окружена каким-либо, особенно, размножающим материалом По причине того, что нейтронные параметры мишени сильно зависят от внешних условий, а именно, от того какая среда окружает мишень. Например, если говорить о свинцовых мишенях, то, в силу наличия у свинца существенного теплового поглощения, они, находясь в тяжеловодном бланкете с мягким нейтронным спектром, будут поглощать значительно больше нейтронов, чем в жидкосолевом бланкете с промежуточным или быстром спектром. Поэтому в конкретных случаях целесообразно говорить не о параметрах мишени как таковой, а о параметрах всей системы " мишень-бланкет". Для того, чтобы сравнивать различные мишени, следует определить параметр, который являлся бы принципиальным для всей установки. Такой параметр должен быть тесно связан с эффективностью ЭлЯУ, под которой, например, для трансмутационной установки следует понимать, число делений загруженных в б л анкет актинидов. Поэтому полезно было бы проводить расчеты параметров всей системы "мишень-бланкет" в целом, вычисляя число делений на один исходный протон. Проводить такие расчеты возможно с использованием программ Монте-Карло типа МСи или МС№, но при расчете в размножающей среде это требует практически недостижимой статистики. Расчет можно значительно упростить, если исключить выход нейтронов при делении актинидов, т.е. моделировать каждое деление как поглощение (без нейтронного выхода). Так как при фиксированном кец соотношение числа делений и поглощений фиксировано для конкретного бланкета, то число захватов, равное сумме числа делений без выхода нейтронов и поглощений, будет пропоционально числу делений, т.е. пропорционально эффективности установки и, в том числе, мишени. Поэтому расчет нейтронного выхода мишени, непосредственно окружаемой размножающим бланкетом, целесообразно проводить, вычисляя число указанных захватов в бланкете, что и было сделано с применением программы МСКР с параметром 1ЧС)Ми=0 (см. описание программы в [83] стр. 3-90), при котором программа трактует деление как захват нейтрона с выходом только фотонов.

3.1.3 Расчет энерговыделения

При расчете энерговыделения учитываются следующие процессы:

• ионизационные потери заряженных частиц (кроме легких ядер) - протонов, заряженных 7г-мезонов, и продуктов их распада (мюонов);

• энерговыделение за счет ядерных взаимодействий - выход легких ядер, деления, энергии отдачи, выхода фотонов при девозбуждении ядра.

• энерговыделение за счет распада нейтральных пионов.

При расчете полного энерговыделения производилось суммирование всех составляющих. При расчете пространственных параметров энерговыделения пространство мишени разбивалось на необходимое количество К^ областей, в которых энерговыделения вычислялись отдельно. Вычисление пространственного энерговыделения от ионизационных потерь на конкретном отрезке между событиями проводилось в несколько этапов:

1. отрезок делился на равные подотрезки, в количестве, при котором в каждой области получалось несколько подотрезков2;

2. для каждого подотрезка рассчитывалось текущее значение энергии и соответствующее ему значение ионизационных потерь на подотрезке;

3. значения ионизационных потерь на под отрезках нормировались на полное значение ионизационных потерь на отрезке.

2Минималыюе количество подотрезков в 11^-области задается опционально в задании для программы БРЕСТ.

Энерговыделение от ядерных взаимодействий относилось к месту нахождения соответствующего ядра (считается, что пробеги образующихся легких ядер много меньше по сравнению с протяженность адронного каскада). Пространственно распределение энерговыделение от гамма-квантов, образующихся в результате распада 7г°-мезонов моделировалось программой ЕОБ.

3.1.3.1 Расчет парциальных энерговыделений.

Разделение энерговыделения на парциальные составляющие основывается на том, что:

1. в случае расчета энерговыделения от ионизационных потерь, если размер области энерговыделения более размера компонентов смеси, то разделить энерговыделение от ионизационных потерь на парциальные составляющие можно вычислив ионизационные потери отдельно в материалах каждого компонента и отнормировав их к ионизационным потерям смеси;

2. в случае расчета энерговыделения от ядерных взаимодействий можно принимать, что энерговыделение происходит в материале, которому соответствует ядро данного взаимодействия;

3. при разделение энерговыделения от медленных нейтронов (£^<20МэВ) использовались пространственные распределения групповых потоков и групповые терма-факторы материалов компонент.

Качественного распределение энерговыделения за счет нейтральных 7г°-мезонов по компонентам не проводилось. Упрощенно, энерговыделение приписывалось той компоненте, в ядерном взаимодействии с ядром которого рождался конкретный нейтральный пион. Считалось, что такое упрощение не значительно снижает точность расчетов, т.к. максимальная доля локального энерговыделения за счет 7г°-мезонов никогда не поднимаШсг выше 10-=-12% (см. Табл. 1.3).

3.1.3.2 Трудности расчетов локального энерговыделения.

Необходимо сказать, что расчет максимального локального энерговыделения связан с рядом трудностей.

1. Т.к. точка максимальных энерговыделений находятся на оси, то она занимает небольшой объем и, следовательно, требует значительной статистики.

2. Взаимодействия в этом месте максимального энерговыделения происходят в основном за счет первичных протонов с энергией, близкой к исходной. Поэтому здесь существенный вклад в энерговыделение вносят процессы внутриядерного характера: выходы 7г-мезонов, легких ядер, деление, отдача остаточных ядер, неопределенность которых особенно существенна при наличии в составе мишени легких компонентов. Количественно вклад этих процессов, а также точность расчета удельного энерговыделения рассмотрен в разд. 1.1. Все перечисленные процессы слабо изучены экспериментально и неоднозначно описываются различными программами.

3.2 Жидкосвинцовая и свинцово-висмутовая мишень.

Этот вариант мишени разработан для использования в жидкосолевом бланкете [60]. Материалом мишени служит расплавленный свинец, отделенный от ускорительного вакуума стальным окном конической формы.

С целью оптимизации диаметров мишени и пучка протонов был сделан ряд расчетов жидкосолевого варианта при различных значениях диаметров мишени и протонного пучка (Рис. 3.3).

Результаты представлены в Таблице 3.1 и на Рис. 3.4, из которых следует, что наибольшим числом поглощений в бланкете обладает вариант с диаметром мишени 40см и диаметром пучка 30см. При больших размерах мишени увеличивается число паразитных захватов нейтронов мишенью, а при меньших диаметрах пучка максимальное удельное энерговыделение в мишени становится крайне высоким (>1кВт/г). Поэтому данное соотношение диаметров следует считать наилучшим. Полезный выход нейтронов при нем составляет ЗО.Зп/р при энергии протонов 1 ГэВ и является практически максимально возможным при данной энергии протонного пучка. Столь высокий выход нейтронов стал возможен благодаря отсутствию в системе сильнопоглощающих конструкционных материалов и солевом бланкету, поддерживающему достаточную жесткость нейтронного спектра, благодаря чему обеспечивается низкий уровень нежелательного поглощения свинцом мишени.

Другой вариант мишени, на основе свинцово-висмутовой эвтектики, был предложен женных выше, представлены в Таблицах 3.1 и 3.2.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

1. Создан взаимосвязанный комплекс программ для расчета нейтронофизических параметров толстых мишеней, используя программы НЕТС, МСКР, БРЕСТ, ЕвБ, ТЭДШАОТ, баз данных ЕШР/В и БНАБ.

2. Показана удовлетворительная (~15%), по большинству программ, точность расчета полного нейтронного выхода и полного тепловыделения. Используя экспериментальные данные показано, что данная точность соответствует по порядку величины экспериментальной точности. Показана менее удовлетворительная (порядка 30%) точность расчетов локального тепловыделения, в первую очередь, за счет продутков ядерных взаимодействий. Показана неудовлетворительная точность (фактор 2 и выше) расчета выходов ядер-продуктов.

3. Сделан выбор выхода ядер-продуктов как параметра для верификации программ. Показана необходимость использования изотопных мишеней для накопления ядерных данных для верификации программ.

4. Проведен статистический анализ адронного каскада в толстой мишени, в результате показаны диапазоны энергий, принимающих наибольшее участие в межьядерном каскаде, и, следовательно, наиболее приемлемые для верификации программ. Получено, что наиболее существенный вклад в динамику адронного каскада играют диапазоны энергий: Е0-0.25 ГэВ - Е0 (Е0 - исходная энергия налетающего протона) и 0.1 - 0.25 ГэВ (Рис. 2).

5. При проведении обзора существующих ядерных данных по выходам ядер-продуктов из тонких мишеней показано отсутствие пригодных для верификации данных для изотопов свинца и недостаточность данных для висмута, а также недостаточность данных по выходу короткоживущих ядер-продуктов.

6. Разработана методика сличения результатов различных программ с экспериментальными значениями по независимым и кумуллятивным выходам ядер-продуктов.

7. Проведено сличение экспериментальных и расчетных данных по 11 программам по выходам ядер-продуктов. Полученные среднестатистические отклонения расчетных значений выходов ядер-продуктов от экспериментальных данных на уровне фактора 2.0 позволяют сделать вывод о недостаточно высоком уровне предсказательной способности используемых программ и, как следствие, о необходимости их совершенствования, прежде чем они станут надежным инструментом предсказаний параметров ЭлЯУ. Пример программы CASCADE, в случае 208РЬ - 0.13ГэВ, и программы СЕМ95, в случае 63Си -0.13ГэВ, когда расчетные результаты "совпали" с экспериментальными с требуемой точностью 30% - подтверждает возможность достижения требуемого уровня предсказательной способности.

8. Произведены расчеты параметров мишенных устройств, предлагаемых для проектирования подкритических систем с целью их оптимизации. Были проанализированы две жидкосвинцовые, свиноцово-висмутовая, вольфрамовая и свинцово-тяжеловодная мишени, предложенных для проектной реализации в ходе ряда проектов МНТЦ. В ходе оптимизаций получено:

- наиболее оптимальные соотношения диаметров пучков и мишенного материалы в случае свинцово-(висмутовой) мишени, принимая во внимание выход нейтронов и недопустимость локального перегрева мишенного материала;

- наиболее оптимальное количество добавки бериллия для увеличения нейтронного выхода;

- показана нейтронопроизводительность свинцовой мишени охлаждаемой тяжелой водой, как функция ее пористости (Рис. 8);

- выявлены наиболее оптимальные соотношения диаметров сканируемого пучка для достижения максимальных нейтронных потоков, используя газоохлаждаемые свинцовые и вольфрамовые мишени.

Также, исследована проблема первой стенки (окна) по тепловыделению. Показаны зависимости удельных тепловыделений при использовании конусного окна.

Список литературы диссертационного исследования кандидат физико-математических наук Батяев, Вячеслав Феликсович, 1999 год

1. J.Kupitz, V.Arkhipov, "Emerging Nuclear Systems for Energy Production and Transmutation", Ссылка 36], 132-143.

2. S. Bjurstrôm, "Radioactive Waste Management in Sweden" , Ссылка 36], 116-123.

3. C.Mileikowsky, "Eliminating of risk of nuclear bombs from civil plutonium", Ссылка 36], 249-252.

4. V.V. Orlov, "Lead-cooled fast reactor Concept", Ссылка 36], 124-131.

5. T.Mukaiyama, T.Ogawa, M.Mizumoto, T.Takizuka, R.Hino, and Y.Oyama, "Omega Program & Neutron Science Project for Development of Accelerator Hubryd System at JAERI", Ссылка 40]; N.Watanabe," JAERI 5 MW Spallation Source Project", Ссылка [42] pp. 3-10.

6. F.Vennery, "The Physics Design of Accelerator-Driven Transmutation Systems ", Ссылка 33], 117-137.

7. P.Wydler, E.Curti, S.Pelloni, G.Yonirou, "Role of Hybrid Systems in Waste Transmuation", Ссылка 40]

8. С. Bowman, "Basis and Objectives of Los Alamos Accelerator-Driven Transmutation Technology Project", Ссылка 33], 22-43

9. A. N. Sisakian, "Elaboration of Physical Conception of Electronuclear Power Generation," p. T/B 27 in Ref. 36].

10. Modular Plant Design and Supporting Engineering Development and Demonstration Work", Ссылка 42. pp. 186-193; см. также http://strider.lansce.lanl.gov.

11. J.R. Alonso, "The Spallation Neutron Source (SNS) Project: Introduction", Ссылка 42] pp. 197-201.

12. V.G.Alpatov, A.V.Davydov et al. "Excitation of long living isomers 107m, 109Ag in the fast neutron inelastic scattering reactions", 1-st Int. Workshop on induced 7-emission, Predeal, Romania, 17-20 августа 1997.

13. G.J.Russel, E.J.Pitcher and L.L.Daemen, "Introduction to Spallation Physics and Spallation Target Design", Ссылка 33], 93-104.

14. W. Gudowski, "Accelerator-Driven Systems Survey of the research programs in the world", Ссылка 38], 3-25.

15. B.F. Gromov, E.I.Yefimov, A.A.Veremeev, M.P.Leonchuk, V.T.Gorshkov, "Precompound Design of Liquid Metal Targets with Diafragm for Accelerator-Based System", Ссылка 36], 822-827.

16. G.S.Bauer, "Research and Development for Molten Salt Metal Targets", Ссылка 36], 803-814

17. V.P.Eismont, A.I.Obukhov, A.V.Prokofiev, A.N.Smirnov, "An Experimental Database on Proton-Induced Fission Cross sections of Tantalum, Tungsten, Lead, Bismuth, Thorium and Uranium", Ссылка 36], 592-598.

18. T.Takizuka, T.Nishida, M.Mizumoto and H.Yoshida, "JAERI R&D on Accelerator-Based Transmutation Under OMEGA Programm", Ссылка 33], 64-73.

19. T.Takizuka, T.Nishida, T.Sasa, "Conceptual Design Study by Accelerator-Driven Systems for Nuclear Waste Transmutation", Ссылка 36], 179-185.

20. V.G.Semenov, N.M.Sobolevsky, "Computer Study of 90-Sr and 137-Cs Transmutation by Proton beam", Ссылка 36], 353-359.

21. J. P. Schapira, "Transmutation of Nuclear Wastes, A working report to Nupecc," I.P.N. Report IPNO DRE 94-04, Orsay (1994).

22. P.P.Blagovolin, V.D.Kazaritsky, V.F.Batyaev, E.A.Zolotareva, E.S.Nikolaevsky, V.T.Gor-shkov, V.A.Shulyndin, "Accelerator-Driven Molten-Fluoride Reactor with Modular Heat Exchangers on Pb-Bi Eutectic", Ссылка 38], 235-240.

23. A.V.Lopatkin, V.M. Matyushechkin, I.T.Tretyakov, P.P.Blagovolin, V.D.Kazaritsky, V.I.Kostenkov, D.Yu.Chuvilin, "Lead-Cooled Heterogeneous Accelerator Driven Molten-Fluoride Blanket for Inceneration of Long-Lived Radiation Waste", Ссылка 36], 878-884.

24. В.Т.Горшков, В.А.Шулындин, отчет по Проекту МНТЦ- 017.

25. G.S.Bauer, F.Atchison, T.A.Broome, H.M.Conrad, "A Target Development Program for Beamhole Spallation Neutron Sources in the Megawatt Range", Ссылка 33], 105-116.

26. G.J. Van Tuyle et al. "Topical Report on a Preconceptual Design for the Spallation-Induced Lithium Conversion (SILC) Target for the Accelerator Production of Tritium", BNL Report BNL-52401 (1993).

27. G.S.Bauer, "The European Spallation Source Study, ESS", Ссылка 36], 159-168; G.S.Bauer, "The ESS as the 21st Century User Facility for Neutron Scattering in Europe", Ссылка [42].

28. В.Д.Казарицкий, П.П.Благоволин, Е.А.Золотарева, В.Ф. Батяев, "Бланкет электроядерной установки для дожигания долгоживущих радиоактивных отходов ядерной энергетики", Ссылка 43].

29. С.В.Керсновский, В.И.Костенков, В.М.Новиков, А.В.Пузырев, Д.Ю.Чувилин, П.П.Благоволин, В.Д.Казарицкий, Ю.В.Кочевалин, " Электроядерне установки для пережигания актинидов на основе расплавов солей", ИАЭ-5989/3 (1996).

30. Д.Ю.Чувилин, В.И.Костенков. "Интегральный нейтроно- физический эксперимент в обоснование проекта бланкета электроядерной установки на расплавах фтористых солей". ИАЭ-5979/2 (1996).

31. V.R.Mladov, M.L.Okhlopkov, V.F.Batyaev,"Prospects of designing a proton target with ftuidized lead particle bed in heavy water", Ссылка 36], 885-890.

32. G.J. Van Tuyle, "Technologies Using Accelerator-Driven Targets under Development at BNL", Ссылка 33], 74-82.

33. Westinghouse Hanford Company, "Final Safety Analysis Report for the Fast Flux Test Facility", HEDL-TI-75001, December 1975.

34. G.J.Van Tuyle, M.Todosow, M.J.Geiger, A.L.Aronson, H.Takahashi, Accelerator-Driven Subcritical Target Concept for transmutation of Nuclear Wastes, Ссылка 28], 98-119.

35. M.A.Lone, "Data Needs for Accelerator-Based Neutron Radiography Sources", Intermediate Energy Nuclear Data for Applications, (Proc. of the Advisory Group Meeting organized by the International Atomic Energy Agency) INDC(NDS)-245 (1991), 57-60.

36. D.Filges, P.Cloth, R.-D.Neef, H.Schaal, "Monte-Carlo Simulation of Accelerator Reactor System", Ссылка 38], 117-131.

37. Б.С.Сычев А.Я.Серов, Б.В.Манько, "Аналитическая аппроксимация дифференциальных сечений образования вторичных частиц в неупругих нуклон-ядерных взаимодействиях при энергиях выше 20 МэВ", Препринт МРТИ-799 (1979).

38. В.П. Крючков, О.В. Суманеев, MOSKIT1 программа для рещения задачи переноса частиц (n,p,7r,j) в веществе методом монте-карло. Препринт ИФВЭ 92-132.

39. Д.В. Горбатков, В.П. Крючков, В кн.: Тринадцатое совещание по ускорителям заряженных частиц. Аннотации докладов. Дубна, 1992, с. 195.

40. T.W. Armstrong and К.С. Chandler, Nucl. Sci. Eng. 49 (1972) 110.

41. P.A.Aarnio et al., Report CERN TIS-RP 168 (1986).

42. M.B. Emmett, Report ORNL 4972 (1975).

43. J.F. Briesemeister, "MCNP: A General Monte-Carlo N-Particle Transport Code, Version 4A", LA-12625-M (1993).

44. Jl. Абагян и др. "Программа MCU для расчетов ядерных реакторов. Верификация", Препринт ИАЭ 5751/5 (1994).

45. R.D.O'Dell and F.W.Brinkley, Jr. and D.R.Marr, "User's Manual for ONEDANT: A Code Package for One-Dimensional, Diffusion-Accelerated, Neutral-Particle Transport", LANL manual LA-9184-M (1982).

46. R.E.Alcouffe, F.W.Brinkley, Jr., D.R. Marr, and R.D. O'Dell, "User's Guide for TWODANT: A Code Package for Two-Dimensional Diffusion-Accelerated, Neutral-Particle Transport", LANL manual LA-1049-M, Rev. (1984).

47. R.E.Alcouffe et al., Report LA-10049-11 (1990).

48. W.R.Nelson et al., Report SLAC-265 (1985).

49. T.A.Gabriel et al., Report ORNL/TM-IIO6O (1989).

50. P.Cloth et al., "HERMES: A Monte-Carlo Program Sytem for Beam-Materials Interaction Studies", KFA Report Jiiel-2203 (1989).

51. R.E.Prael and H.Lichtenstein, "User Guide to LCS: The LAHET Code System", Report LA-UR-89-3014 (1989).

52. F.Atchison, Report NEA NSC/DOC/95.2 (1995).

53. O.Bersillon et al., "TIERCE: A code system for Particles and Radiation Transport in Thick Targets", Ссылка 36], 520-526.

54. A.V.Dementyev, N.M. Sobolevsky, "SHIELD a Monte-Carlo Hadron Transport Code" Proc. of Specialists Meeting "Intermediate Energy Nuclear Data: Models and Codes", Paris May 30 - June 1, 1994, NEA OECD, Paris, p.237; Препринт ИЯИ 0874, M. 1994.

55. A.V.Daniel, "Transport Code SITHA", Khlopin Radium Institute Preprint 181 (1984).

56. W.A. Coleman and T.W. Armstrong, Nucl. Sei. Eng. 43 (1971) 353

57. T.Nishida, T.Sasa, H.Takada, T.Takizuka, "Development of the Code System ACCEL for Accelerator Based Transmutation Research", Ссылка 36], 668-674.

58. A.J.Koning, "Requirements for an evaluated nuclear data file for accelerator-based transmutation", ECN-C-93-005, ECN-C-93-041 (1993).

59. P.G. Young, W.B.Wilson and M.B.Chadwick, "Nuclear Data Requirements for Accelerator-Driven Transmutation Systems", Ссылка 33], 703-709.

60. R.Michel, "Nuclide Production at Intermediate Energies", 8eme Journees Saturne, 5-6 May 1994, Saclay

61. R. Michel and P. Nagel, International Codes and Model Intercomparison for Intermediate Energy Activation Yields, NEA/OECD, Paris, 1997, NSC/DOC(97)-l; см. также htt p : / / www. nea. fr/html/science/pt / ieay.

62. Vasilkov R.G. "Neutron Emission from an Extended Lead Target under Action of Light Ions in the GeV region". Report KEK-90-25 v.I p.340.

63. N.M.Sobolevsky, "International Code Comparison for Intermidiate Energy Nuclear Data. Thick-target benchmark for Lead and Tungsten". Report NSC/DOC(95)2.

64. P.R.Tunnicliffe, B.H.Chidley, J.S.Eraser, "High Current Proton Linear Accelerators and Nuclear Power", Int. Conf. on Accelerators in Chalk River. Ontario, 1976.

65. В.С.Барашенков, "Ядерно-Физические Аспекты Электроядерного Метода", Физика элементарных частиц и атомного ядра, 9 вып. 5 (1978) с. 871-921.

66. M.Gloris, R.Michel, U.Herpers, F.Sudbrock, D.Filges, "Production of residual nuclei from irradiation of Thin Pb targets with protons upto 1.6 GeV", Nucl. Instr. and Meth., ВИЗ (1996) 429-433.

67. Belyakov-Bodin V.I. et al. "Heat deposition in targets bombarded by medium-energy protons", Nucl. Instr. and Meth. in Phys. Res. A335 30-36 (1993).

68. Yu.E. Titarenko, S.G. Mashnik, V.D.Kazaritsky, V.F. Batyaev et al. "Exerimental and Theoretical Study of the Yields of Radionuclides Produced in 209Bi thin target Irradiated by 1500 MeV and 130MeV Protons", Nucl. Instr. and Meth. A414(l) (1998) 73-99.

69. C.L.Dunford and T.W.Burrows, "National Nuclear Data Center online nuclear data service", BNL report NNDC/BNL-92/08.

70. NEA report DBG-006.2, "EXFOR network service" (1989); H.D.Lemmer (editor) NDS EXFOR Manual, IAEA-NDS3 Vienna, IAEA (1984).

71. O. Bersillon, T. Gabriel and S.G. Mashnik, "Cascade-exiton model detailed analysis of proton spallation at energies from lOMeV to 5 GeV", Bruyere-le-Chatel (1996)

72. M. Blann, H. Gruppelar, P. Nagel, and J. Rodens, International Code Comparison for Intermediate Energy Nuclear Data, NEA OECD, Paris (1994).

73. P. Nagel, J. Rodens, M. Blann, and H. Gruppelar, "Intermediate Energy Nuclear Reaction Code Intercomparison: Application to Transmutation of Long-Lived Reactor Wastes," Nucl. Sei. Eng., 119, 97 (1995).

74. R. Michel, R. Bodemann, H. Busemann, R. Daunke, M. Gloris, B. Klug, A. Krins, H. -J. Lange, I. Leya, M. Lüpke, S. Neumann, H. Reinhard, U. Herpers, Th. Schiekel, F.

75. Bowman et al., "Nuclear Energy Generation and Waste Transmutation Using an Accelerator-Driven Inense Thermal Neutron Source". Nucl. Instr. and Meth. in Phys. Res. A320, p. 336 (1992).

76. H.Takahashi, Survey of codes Relevant to Design, Engineering and Simulation of Transmutation of actinides by Spallation, OECD/NEA report 1993.

77. K.K. Gudima, S.G. Mashnik and V.D. Toneev, Nucl. Phys. A 401 (1983) 329; JINR Communications P2-80-774 and P2-80-777, Dubna (1980).

78. G.A. Lobov, N.V. Stepanov, A.A. Sibirtsev and Yu.V. Trebukhovskii, ITEP Preprint ITEP-91, Moscow (1983); A.A. Sibirtsev, N.V. Stepanov and Yu.V. Trebukhovskii, ITEP

79. Preprint ITEP-129, Moscow (1985); N.V. Stepanov, ITEP Preprint ITEP-81, Moscow (1987); N.V. Stepanov, ITEP Preprint ITEP-55-88, Moscow (1988) (in Russian).

80. M. Blann, Phys. Rev., C54, No.3 (1996) 1341-1349.

81. P.G. Young, E.D. Arthur and M.B.Chadwick, Los Alamos National Laboratory Report LA-12343-MS (1992); M.B. Chadwick and P.G. Young, Phys. Rev. С 47 (1993) 2255.

82. Т. Nishida, Y. Nakahara, and T. Tsutsui, "Development of a Nuclear Spallation Simulation Code and Calculations of Primary Spallation Products", JAERI-M 86-116 (1986).

83. K. Niita et al., Phys. Rev., C52, 2620 (1995).

84. M.Foshina, J.B.Martins, O.A.P.Tavares and V.di Napoli, "Systematics of Spallation Yields with Four-Parameter Formula", Radiochimica Acta, 35 (1984) 121-131.

85. M. Blann, Phys. Rev. С 54 (1996) 1341.

86. В.С.Барашенков, В.Д.Тонеев, Взаимодействие высокоэнергичных частиц и ядер с атомными ядрами, Атомиздат, Москва, 1972.

87. В.С.Барашенков, А.С.Ильинов, Н.М.Соболевский, В.Д.Тонеев, Успехи Физ. Наук 109 (1973) 91.

88. A.S. Iljinov, M.V. Kazarnovsky, E.Ya. Paryev, Intermediate-Energy Nuclear Physics (CRC Press, Boca Raton, Florida, 1994).

89. H.W. Bertini and M.P. Guthrie, Nucl. Phys. A 169 (1971) 670; H.W. Bertini, Phys. Rev. 188 (1969) 1711.

90. K. Chen, Z. Frankel, G. Fridlandder, J.R. Grover, J.M. Miller and Y. Shimamoto, Phys. Rev. 166 (1968) 948; K. Chen, G. Ffiedlander, G.D. Harp and J.M. Miller, Phys. Rev. С 4 (1971) 2234.144145146147148149150151152153154155

91. V.S. Barashenkov, H.W. Bertini, K. Chen, G. Friedlander, G.D. Harp, A.S. Iljinov, J.M. Miller, V.D. Toneev, Nucl. Phys. A 187 (1972) 531.

92. К.К.Гудима, Г.А.Осоков, В.Д.Тонеев, Ядерная Физика 21 (1975) 260 Sov. J. Nucl. Phys. 21 (1975) 138.

93. S.G. Mashnik and V.D. Toneev, JINR Communication P4-8417, Dubna (1974).

94. S.G. Mashnik, A.J. Sierk, 0. Bersillon and T. Gabriel, Los Alamos National Laboratory Report LA-UR-97-3176 (1997).

95. H.J. Krappe, J.R. Nix and A.J. Sierk, Phys. Rev. С 20 (1979) 992. A.G.W. Cameron, Can. J. Phys. 35 (1957) 1021.

96. V.S. Barashenkov, A.S. Iljinov, V.D. Toneev, F.G. Gereghi, Nucl. Phys. A 206 (1973) 131.

97. A.S. Iljinov, M.V. Mebel, N. Bianchi, E.De Sanctis, C. Guardalo, V. Lucherini, V. Muccifora, E, Polli, A.R. Reolon and P. Rossi, Nucl. Phys. A 543 (1992) 517.

98. J.W. Truran, A.G.W. Cameron and E. Hilf, in: Proc. Int. Conf. on the Properties of Nuclei Far From the Region of Beta-Stability, Leysin, Switzerland, 1970, v. 1, p. 275.

99. V.S. Barashenkov, A.S. Iljinov, V.D. Toneev and F.G. Gereghi, Nucl. Phys. A 222 (1974) 204.

100. P. Fong, Statistical theory of nuclear fission (Gorgon and Breach Science Publishers, Ney York, 1969).

101. M.P. Guthrie, ORNL-TM-3119, Oak Ridge National Laboratory (1970).

102. Radiation Scielding Information Center, "HETC Monte Carlo High-Energy Nucleon-Meson Transport Code", Report CCC-178, Oak Ridge National Laboratory (August 1977).

103. Y. Yariv and Z. Frankel, Phys. Rev. C 20 (1979) 2227; Phys. Rev. C 24 (1981) 488.

104. M.B. Chadwick, P.G. Young, P. Oblozinski and A. Marcinkowski, Phys. Rev. C 49 (1994) R2885.

105. M.V. Mebel, A.S. Iljinov, C. Grandi, G. Reffo and M. Blann, submitted Nucl. Inst. Meth. (1997); Proc. Int. Conf. Nucl. Data for Science and Tech., Trieste, Italy May, 1997.

106. Н.Г.Гусев, П.П.Дмитриев "Радиоактивные цепочки. Справочник", 2-е издание. Москва, Энергоатомиздат, 1988

107. J.R.Letaw et al., Astrophys.J.Suppl. 51, 271 (1983).

108. S.Pearlstein, Astrophys.J. 346, 1049 (1989).

109. A.V. Prokofiev, S.G.Mashnik, A.J.Sierk, " Cascade-Exciton Model Analisys of Nucleon-Induced Fission Cross Sections of Lead and Bismuth at Energies from 45 to 500 MeV", LA-UR-98-0418 PrePrint (1998), submitted to Nucl. Sci and Eng., nucl-th/9802027.

110. R.Kinsey (compiler), "ENDF/B Sumary Documentation", BNL report BNL-NCS-17541 (ENDF-201), 3rd edition (ENDF/B5) (1979).

111. Л.П.Абагян, Н.О.Базазянц, М.Н.Николаев, A.M.Цибуля, "Групповые нейтронные константы для расчетов реакторов и защит", Атомиздат, Москва, 1981.

112. V.F. Batyaev, "Neutronics and Power Deposition Parameters of the Targets Proposed in the ISTC Project 17", Ссылка 38], 216-221.