Нейтронно-физические и радиационные характеристики ядерного топлива реакторов типа ВВЭР в удлиненных кампаниях при использовании выгорающих поглотителей тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат наук Абу Сондос Махд

• Абу Сондос Махд
• кандидат наук
• 2019

Оглавление диссертации кандидат наук Абу Сондос Махд

Введение

Глава 1. Физические модели и программные средства, используемые для расчета нейтронно-физических и радиационных характеристик ядерного топлива

1.1 Характеристики свежего и отработавшего ядерного топлива

1.2. Топливный цикл реакторов типа ВВЭР

1.3 Система приреакторного хранения и перевозки отработавшего ядерного топлива

1.4 Существующие программные комплексы, используемые для проведения исследований

Глава 2. Сличение результатов математического исследования нейтронно-физических характеристик ядерного топлива. Литературный обзор

2.1 Анализ ядерной безопасности отработавшего топлива в бассейнах выдержки Хмельницкой атомной электростанции

2.2 Верификация программного средства PSG2/Serpent для расчета ^фф уран-водных и водно-графитовых систем

2.3 Исследование возможности использования сплава европия и пирекса в качестве выгорающего поглотителя в PWR

2.4 Опыт использования программного средства Serpent для проведения оценок параметров ядерной безопасности систем, содержащих ядерное топливо

2.5 Сравнение результатов нейтронно-физических характеристик тепловыделяющей сборки типа 13ZS реактора ВВЭР-1000, полученных с помощью программного комплекса Serpent с MCU-PTR и с MCNP

Выводы к главе

Глава 3. Влияние выгорающих поглотителей на снижение объемов борного регулирования и длительность выдержки ОЯТ при удлиненных кампаниях с большим начальным обогащением топлива

3.1 Влияние выгорающих поглотителей (Gd и Eu) на нейтронно-физические характеристики ТВС реакторов ВВЭР-1000

3.2 Влияние количества и способа размещения выгорающего поглотителя Gd2O3 на избыточную реактивность реактора ВВЭР-1200

3.3 Эффективность снижения объема борного регулирования запаса реактивности при использовании выгорающего поглотителя на основе (Gd2O3) в топливе реактора ВВЭР-1200

3.4 Оценка возможности использования Eu2O3 в качестве выгорающего поглотителя в реакторе ВВЭР-1200

3.5 Радиационные характеристики ОЯТ. Оценка длительности выдержки ОТВС реактора ВВЭР-1200 в зависимости от типа транспортного контейнера

Выводы к главе

Глава 4. Применение вычислительных моделей для анализа ядерной и радиационной безопасности при обращении с топливом на АЭС

4.1 Использование программных комплексов Serpent и SCALE (SAS2) для расчета ядерных и радиационных характеристик ТВС реактора ВВЭР-1000 на всех этапах эксплуатации на АЭС

4.2 Обоснование возможности применения инженерного метода (БРИЗ) расчета мощности поглощенной дозы фотонного излучения от ОЯТ сличением с результатами программных комплексов Serpent и SCALE-SAS2H

4.3 Влияние формы представления ТВС реактора ВВЭР-1200 на точность оценки мощности поглощенной дозы гамма-излучения от ОЯТ

4.4 Сравнительный анализ нейтронных характеристик ядерного топлива производства Westinghouse и ТВЭЛ для реакторов типа ВВЭР-1000

Выводы к главе

Заключение

Список литературы

Список публикаций аспиранта

Список использованных сокращений

АЗ АЭС ОЯТ БВ

ВВЭР

ЯТЦ

ОТВС

ПД

РАО

РБМК

ТВС

ТВЭЛ

ТВЭГ

ТВЭЯ

ТВЭГЯ

ВП

ТУК (ТК)

ЯТ

ТУЭ

МА

ПС

ПЭЛ

ВП

ГВП

ГТВП

ЛВП

СУЗ

СВП

СОДС

ВОУ

НОУ

LWR

- активная зона

- атомная электрическая станция

- отработавшее ядерное топливо

- бассейн выдержки ОЯТ

- водо-водяной энергетический реактор

- ядерный топливный цикл

- отработавшая тепловыделяющая сборка

- продукты деления

- радиоактивные отходы

- реактор большой мощности канальный

- тепловыделяющая сборка

- тепловыделяющий элемент

- гадолиний размещается в твэлах

- европий размещается в твэлах

- гадолиний и европий размещаются в твэлах («твэгах и твэях»),

- выгорающие поглотители

- транспортный упаковочный комплект

- ядерное топливо

- трансурановые элементы

- малые актиноиды

- поглощающий стрежень -поглощающие элементы

- выгорающий поглотитель

- гомогенное размещение выгорающих поглотителей

- гетерогенное размещение выгорающих поглотителей

- ловушки тепловых нейтронов гадолиния в направляющих каналах и в центральном канале ТВС в виде цилиндрической трубки для первой кампании и последующего изъятия после первой перегрузки

- система управления защитный

- стрежень выгорающего поглотителя

- системы обнаружения дефектных сборок

- высокообогащённый уран

- низкообогащённый уран

- Light Water Reactor (легководный реактор)

Введение

Вопрос о перспективах развития ядерной энергетики является одной из насущнейших проблем современного общества. Ядерное сообщество пытается доказать необходимость и целесообразность ее участия в обозримое время и перспективность ее развития на отдаленное будущее. После неизбежных в любой отрасли человеческой деятельности негативных событий продолжается период осмысления, модернизации и поиска новых направлений развития в ядерной отрасли. Одним из лидеров в этом процессе является научное ядерное сообщество России.

С момента создания первых АЭС для увеличения преимущества атомной энергетики в отрасли постоянно ведется кропотливая работа по улучшению качества ядерного топлива. В России основными разработчиками ядерного топлива являются подольское ОКБ (опытно-конструкторское бюро) «Гидропресс» и нижегородское ОКБМ им. И. И. Африкантова.

Последними разработками этих предприятий являются конкурирующие модели тепловыделяющих сборок - несколько модификаций ТВСА (ОКБМ им. И. И. Африкантова) и ТВС-2М (ОКБ «Гидропресс»). Первая используется на энергоблоках Калининской АЭС, АЭС Темелин (Чехия) и почти на всех блоках с ВВЭР-1000 Украины и Болгарии. Вторая - на всех остальных.

Конструкция сборок была существенно изменена. Сборки разработки ОКБ

«Гидропресс» (ТВС-2) стали изготавливать полностью из нового циркониевого

сплава Э-635. Обе конструкции позволили решить важную техническую

проблему механического искривления, существенно увеличить глубину

выгорания топлива (примерно до 50 МВ^сут/кгО^ и продолжительность кампании

до 360 - 370 эффективных суток). В дальнейшем оба направления конструкции

получили развитие - ТВС-2М, усовершенствованные ТВС-2, созданные с целью

реализации 18-месячного топливного цикла (около 510 эффективных суток) и

несколько модификаций ТВС-А. Новые сборки имеют увеличенное до 5% (в

перспективе до 6%) максимальное обогащение и ураноёмкость (в том числе за

счёт удлиняющих вставок в торцы твэлов таблеток необогащённого урана, так

5

называемых бланкетов, общей длиной 150 мм), позволяющих обеспечить переход к длительным топливным циклам - 4,5 года с перегрузкой каждые 1,5 года для ТВС-2М и пять лет с перегрузкой каждый год для ТВС-А.

В ОКБМ им. И. И. Африкантова разработали конструкцию ТВС, получившую аббревиатуру ТВСА, по мере разработки появлялись друг за другом модификации ТВСА-12, ТВСА-РЦУЗ, ТВСА-Т. Улучшения и модификации позволяют использовать топливо с более высоким обогащением по содержанию урана-235 - этот показатель для ВВЭР-1000 увеличился с 3,77% до 4,95%. В результате глубина выгорания топлива увеличилась с 40 МВт в сутки с килограмма урана до 58 МВт, почти на 50%.

Важным улучшением стало использование выгорающего поглотителя -оксида гадолиния, вносимого непосредственно в топливную матрицу (такие твэлы называют твэгами). Это позволяет снизить избыточную реактивность свежего топлива с высоким обогащением.

Одно из достижений - увеличение мощности действующих реакторов ВВЭР на 4-7% без изменения их конструкции базируется именно на оптимизации ядерного топлива и ТВС, что стало еще одним конкурентным преимуществом на международном рынке.

С начала 2014 года начался переговорный процесс между ТВЭЛ и иранским заказчиком по переходу АЭС «Бушер» на новые топливные кассеты - ТВС-2М. В Китае на ТВС-2М в 18-месячном топливном цикле работают первые два блока Тяньваньской АЭС. Работа российских ВВЭР-1000 на новом топливе показала такие результаты, что полный переход на ТВС-2М стал практически неизбежным - выгорание топлива увеличилось на 20%, а топливная составляющая себестоимости производства электроэнергии уменьшилась почти на 9%. С 2020 года ТВЭЛ начнет поставки на АЭС «Бушер» в Иран ТВС-2М.

Разработано топливо для ВВЭР-1200, идут опытно-конструкторские

разработки топлива для других типов реакторов. Топливо для реакторов ВВЭР-

1200 АЭС-2006 обеспечивает работу в более жестких, по сравнению с ВВЭР-1000,

условиях (температура, давление), эксплуатацию в гибких топливных циклах

6

различной длительности с возможностью суточного маневрирования в диапазоне

100-75-100%.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Нейтронно-физические и радиационные характеристики ядерного топлива реакторов типа ВВЭР в удлиненных кампаниях при использовании выгорающих поглотителей»

Актуальность работы

Кроме различной степени обогащения разных ТВС применяются другие решения для обеспечения нужной конфигурации активной зоны и стабильности её характеристик в течение топливной кампании, например ТВС, в которых вместо некоторых твэлов содержатся поглощающие элементы (ПЭЛы), которые компенсируют изначальную избыточную реактивность свежего топлива, выгорают в процессе работы реактора и по мере использования топлива всё меньше влияют на его реактивность, что в итоге выравнивает по времени величину энерговыделения на протяжении всего срока работы тепловыделяющей сборки. В настоящий момент в топливе промышленных водо-водяных реакторов во всём мире практически перестали использовать ПЭЛы с борнымпоглотителем, долгое время являвшимися почти безальтернативными элементами, и перешли на более прогрессивный способ - внесение с теми же целями гадолиниевого выгорающего поглотителя непосредственно в топливную матрицу; этот способ имеет много важных преимуществ. Промышленная эксплуатация такого топлива в России насчитывает примерно 10 лет.

Переход к новым усовершенствованным видам ядерного топлива для работы в условиях удлиненных кампаний требует решения ряда сложных научно-технических проблем. Увеличение начального обогащения и глубины выгорания неизбежно приведет к увеличению объемов жидкостного (борного) регулирования избыточного запаса реактивности при работе реактора, что автоматически вызовет рост объемов образующихся жидких РАО. В жидких РАО на АЭС с реакторами ВВЭР особую проблему составляет накопление трития. Увеличение использования природного бора приводит к росту объемов накопления трития, что может негативно сказаться на жизнедеятельности всей атомной станции.

Увеличение глубины выгорания ядерного топлива в удлиненных кампаниях

увеличивает радиационные и тепловые характеристики ОЯТ, что приводит к

7

росту необходимого времени его охлаждения в бассейне выдержки. Особую значимость в этих условиях приобретает резкое увеличение с глубиной выгорания накопления изотопа 244Cm, что влечет рост не только остаточного энерговыделения в ОЯТ, но и рост выхода нейтронов спонтанного деления нейтронов.

Оба фактора, и рост тепловыделения, и рост количества нейтронов приводят к усложнению проблем безопасного транспортирования ОЯТ и предъявляют более жесткие требования к ТУК.

В условиях применения удлиненных кампаний и повышения начального обогащения и глубины выгорания необходимы высокопрофессиональные, надежные методы оценки ядерных и радиационных характеристик новых разрабатываемых видов топлива ядерной энергетики будущего. Дополнительным условием перехода к новой ядерной энергетике является оценка длительности выдержки ОТВС на АЭС для последующей транспортировки в хранилища ОЯТ, минимизация количества образующихся радиоактивных отходов (РАО) и безопасность обращения с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ) на всех стадиях его эксплуатации.

После нескольких десятилетий разработки в разных странах программных

методов оценки ядерных и радиационных характеристик любого вида

ионизирующего излучения в настоящее время наиболее широкое распространение

получили несколько универсальных программных комплексов для этих целей.

Для определения радиационных параметров и оценки радиационной безопасности

при обращении с РАО и ОЯТ на разных этапах эксплуатации продолжают

создаваться новые экспериментальные, в частности спектрометрические

установки и программные комплексы. Для проведения оперативного

радиационного контроля обстановки вокруг действующих предприятий ядерного

комплекса разрабатываются инженерные методы расчета анализа переноса

ионизирующего излучения. В России за последнее время отметить ряд таких

разработок, проведенных например во ВНИИАЭС или в ИБРАЭ [1,2].

Корректным выглядит подтверждение возможностей применения этих

8

инженерных программных комплексов с помощью сопоставления с аналогичными расчетами более универсальных комплексов, реализующих скажем метод Монте-Карло.

В настоящей диссертации рассматриваются вопросы оценки и анализа характеристик радиационной и ядерной безопасности при обращении с топливом реакторов ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200 на площадках АЭС при работе с удлиненными кампаниями. Обращение с ядерным топливом на АЭС включает три основных стадии: 1) Хранение свежего топлива. 2) Эксплуатацию топлива. 3) Хранение отработавшего топлива. Для каждой из этих стадий различаются свойства ядерной и радиационной безопасности, однако контроль величины коэффициента размножения нейтронов: 0,95 при хранении и транспортировке и 1,0 при эксплуатации в активной зоне - является одним из важнейших показателей обеспечения ядерной безопасности.

Особое внимание в работе уделено проблеме использовании выгорающих поглотителей (ВП) в реакторах типа ВВЭР для снижения доли жидкостного регулирования избыточного запаса реактивности при выгорании топлива. В качестве ВП рассматриваются природный гадолиний и европий в форме Gd2O3 и Eu2O3, размещенные либо в интегрированном виде с урановым топливом в ТВС (гомогенное размещение ВП), либо изолировано (гетерогенное размещение). Рассматривались также варианты смешанного использования этих ВП. Показано сильное влияние состава ВП и их расположения в ТВС на зависимость коэффициента размножения нейтронов от степени выгорания топлива.

Необходимые расчетные работы проводились с использованием

программного комплекса Serpent. PSG2/Serpent представляет собой программное

средство (ПС), реализующее метод Монте-Карло и позволяющее выполнять

расчеты изотопного состава отработавшего ядерного топлива (ОЯТ),

коэффициента размножения нейтронов и ряда других параметров систем,

содержащих ядерные делящиеся материалы, используя для их описания двух- или

трехмерную геометрию. Коды, реализующие метод Монте-Карло, хорошо

подходят для работы со сложными трехмерными геометриями, используя при

9

этом модели взаимодействия нейтронов на микроскопическом уровне без существенных приближений. В результате они часто используются для дополнения или даже замены экспериментальных измерений. Цели и задачи исследования: Целью диссертационной работы является анализ и оценка ядерных и радиационных характеристик топливных циклов водо-водяных реакторов типа ВВЭР (ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200) с удлиненными кампаниями при использовании различных выгорающих поглотителей на всех этапах эксплуатации топлива на АЭС.

Постановка задачи: В диссертационной работе были поставлены и решены следующие задачи:

• Влияние выгорающих поглотителей (Gd и Eu) на нейтронно-физические характеристики ТВС в процессе выгорания топлива и радиационные характеристики ОТВС реакторов ВВЭР.

• Влияние количества и способа размещения выгорающего поглотителя на остаточную избыточную реактивность реактора ВВЭР-1200, компенсируемую жидкостной системой.

• Анализ радиационных характеристик ОЯТ. Оценка длительности выдержки ОТВС реактора ВВЭР в зависимости от типа транспортного контейнера.

• Сравнительный анализ характеристик различных ТВС реакторов ВВЭР на всех этапах эксплуатации топлива на АЭС.

• Оценка пределов применимости инженерного программного комплекса «БРИЗ» для решения задач анализа радиационной обстановки при обращении с РАО и ОЯТ.

Из перечисленных задач главной задачей была оценка влияния выгорающих

поглотителей на нейтронно-физические и радиоционные характеристики ТВС и

ОТВС. Целью этого исследования является снижение зависимости от активных

систем безопасности при управлении ядерными процессами в реакторах типа

ВВЭР путем регулирования концентрации бора в теплоносителе или положением

управляющих стержней (СУЗ) путем усиления пассивных систем безопасности с

помощью выгорающих поглотителей в ядерном топливе. Решение именно этой

10

задачи и определяет научную новизну и практическую значимость настоящей работы.

Из-за более равномерного распределения ВП по высоте зоны его влияние на распределение мощности зоны носит более плавный характер, чем действие контрольных стержней (СУЗ). Использование меньшего количества бора при эксплуатации реактора во время кампании дополнительно уменьшает количество радиоактивных отходов на АЭС и сокращает экономические расходы. Научная новизна работы.

1. Впервые рассмотрена задача о максимальном снижении концентрации борного поглотителя в теплоносителе путем выбора типа ВП (гадолиний или европий), варьирования числа твэгов и загрузки выгорающего поглотителя в ТВС при работе реактора с удлиненными кампаниями.

2. Предложена и обоснована результатами расчетных исследований новая схема размещения Оё как выгорающего поглотителя в ТВС, заключающаяся в увеличении числа твэгов и использовании смешанного варианта гомогенного и гетерогенного размещения гадолиния в твэгах и ловушках. Новая схема размещения ВП позволяет снизить максимальную концентрацию борной кислоты в жидкостной системе на 45% относительно стандартного варианта с 12 твэгами.

3. На основе анализа изменения радиационных характеристик отработавшего топлива получены показатели поэтапного увеличения длительности выдержки ОТВС при последовательном изменении глубины выгорания.

4. Подтверждена возможность расширения области использования инженерного программного комплекса «БРИЗ» для решения задач анализа радиационной обстановки на АЭС в усложненных геометриях.

Научная и практическая значимость: При использовании жидкостной системы для регулирования критичности работы водо-водяных реакторов имеются положительные и отрицательные моменты: положительными моментами являются однородное распределение поглотителя по активной зоне, малая скорость ввода реактивности. К отрицательным моментам можно отнести следующее:

1) Борный поглотитель увеличивает поглощение нейтронов в теплоносителе, так что существует критическая концентрация содержания бора, при которой понижается свойство внутренне присущей безопасности реактора (изменение знака плотностного коэффициента реактивности). В реакторах с удлиненной кампанией этот фактор имеет повышенное значение.

2) Жидкостная система борного регулирования связана с большими объемами водо-обмена, в результате чего на АЭС накапливаются большие объемы низкоактивных жидких радиоактивных отходов с повышенным содержанием трития.

В реакторах типа ВВЭР по мере усовершенствования технологии топлива применяется уран все более высокого обогащения (на сегодня уже около 5%) и весь увеличивающийся запас реактивности не может быть скомпенсирован только системой борного регулирования.

Поэтому одной из главных задач совершенствования реакторов этого типа является если не полный отказ от жидкостной системы компенсации, то всемерное снижение концентрации борного поглотителя в теплоносителе путем введения выгорающих поглотителей. Основные положения, выносимые на защиту:

• Система компенсации избыточной реактивности реактора ВВЭР при работе с удлиненными кампаниями, основанная на совместном использовании жидкостной системы и выгорающих поглотителей (Gd и Ей). Показано сильное влияние количества и способа размещения выгорающих поглотителей на величину запаса реактивности, компенсируемой жидкостной системой, для удлиненных кампаний.

• Новая схема размещения ВП в виде Gd2O3 для минимизации максимальной концентрации борного поглотителя (снижение до 45 %) в теплоносителе реактора ВВЭР-1200 и ее стабилизации на начальном этапе кампании (до 350 суток) без существенного ущерба для выгорания ядерного топлива.

• Показано, что при использовании Еи203 в качестве выгорающего поглотителя

в реакторе ВВЭР-1200, наряду со снижением концентрации борного поглотителя в

теплоносителе за счет ужесточения спектра тепловых нейтронов, повышается

12

равновесная концентрация 239Ри в выгружаемом топливе.

• Поэтапная закономерность увеличения времени хранения топлива в бассейне выдержки и увеличения доли трансурановых элементов в энерговыделение ОЯТ (до 35%) и образование нейтронов при последовательном изменении глубины выгорания.

Достоверность результатов. Достоверность полученных результатов и выводов диссертации подтверждается:

• Применением современных программ расчета переноса частиц, получивших международное признание.

• Сравнением и верификацией результатов расчетов с другими международными программными комплексами.

• Публикацией в реферируемых изданиях и выступлением с докладами на российских и международных научных конференциях.

Апробация результатов диссертации: Основные результаты диссертации докладывались на следующих научных конференциях:

• XIII Международной научно-практической конференции «Будущее атомной энергетики», г. Обнинск, 27 - 30 ноября 2017г.; ИАТЭ НИЯУ МИФИ

• VII Международной молодежной научной школе-конференции «Современные проблемы физики и технологий», г. Москва, 16-21 апреля 2018г.; НИЯУ МИФИ

• XV Международной конференции «Безопасность АЭС и подготовка кадров», Обнинск, 26-28 ноябрь 2018г.; ИАТЭ НИЯУ МИФИ

• XIV Международной научно-практической конференции «Будущее атомной энергетики», г. Обнинск, 29-30 ноября 2018 г: ИАТЭ НИЯУ МИФИ

• VIII Международной молодежной научной школе-конференции «Современные проблемы физики и технологий», г. Москва, 15-20 апреля 2019г.; НИЯУ МИФИ

• XV Научно-практической конференции «Безопасность ядерной энергетики», г. Волгодонск, 6 - 7 июня 2019 г: ВИТИ НИЯУ МИФИ

Публикации. По теме диссертационной работы опубликовано 18 печатных работ, отражающих основное содержание диссертации, из них 1 статья в изданиях,

индексируемых Scopus, 2 статьи в изданиях, индексируемых Web of Science, 5 статей в журналах, входящих в список ВАК.

Структура диссертации. Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения и списка литературы. Общий объём работы составляет 155 страницы основного текста, включая 62 табл. и 109 рис., в том числе графики.

В первой главе постулируются необходимые для данной работы нейтронно-физические и радиационные характеристики ядерного топлива водо-водяных реакторов и соответствующие программные комплексы, используемые для расчета этих характеристик.

Во второй главе проводится литературный обзор существующих математических методов исследования характеристик ядерного топлива и рассматривается вопрос о сличении и верификации различных программных комплексов.

В третьей основной главе настоящей работы рассмотрено влияние различных ВП: гадолиния или европия - на изменение характеристик ядерного топлива реакторов ВВЭР в том числе с повышенным обогащением для работы и в удлиненных кампаниях. Подробно проаназировано влияние количества и способа размещения ВП на соответствующие характеристики топлива. Для оценки безопасного хранения на АЭС и дальнейшей перевозки топлива исследованы радиационные характеристики ОЯТ нового поколения.

Четвертая глава посвящена вопросам применения вычислительных методов для расчета ядерных и радиационных характеристик ТВС реакторов ВВЭР на АЭС. Международно признанный программный комплекс Serpent, основанный на использовании метода Монте-Карло, дополнительно использован для оценки точности и области применимости инженерных методов расчета (БРИЗ). Проведено сравнение характеристик ядерного топлива для реакторов ВВЭР производства различных топливных компаний.

Глава 1. Физические модели и программные средства, используемые для расчета нейтронно-физических и радиационных характеристик

ядерного топлива.

1.1. Характеристики свежего и отработавшего ядерного топлива

Характеристики и состав свежего и отработавшего ядерного топлива (ЯТ и ОЯТ) различаются для разных типов реакторов в зависимости от ряда параметров: первоначальной загрузки, обогащения, глубины выгорания, удельной мощности и других факторов. В настоящей работе основное внимание будет уделено водо-водяному реактору типа ВВЭР.

В состав свежего ядерного топлива современных энергетических реакторов, если не учитывать примеси, входит всего несколько изотопов, например, для топлива из диоксида урана это изотопы: 235и, 238и, 160. Примерный состав топлива с обогащением 4,4% приведен в табл. 1.1.

Таб. 1.1. Концентрация изотопов топлива реактора ВВЭР-1000 с обогащением 4,4%.

Изотопы Концентрация (а/барнхм)

235и 1,0208-10-3

238и 2,2179-10-2

160 4,6399-10-2

Глубиной выгорания ядерного топлива называется физическая величина, равная энергии деления, выделенной в процессе эксплуатации ядерного топлива в реакторе, на единицу массы тяжелых атомов в свежем топливе. В этом случае размерностью глубины выгорания является величина

МВт • сут кгТА

Болишинство образующихся продуктов деления являются радиоактивными

изотопами, приводя тем самым к образованию радиоактивных отходов (РАО).

Масса осколков деления практически равна массе разделившегося ядра. Тогда

глубину выгорания можно определить как отношение массы продуктов деления

(ПД), накопленных в процессе облучения топлива в реакторе, к соответствующей

15

начальной массе тяжелых атомов (ТА). Размерность глубины выгорания в данном случае можно выразить величиной

гПД кгТА

Между этими единицами измерения глубины выгорания легко установить следующее соответствие:

МВт • сут гПД

1-—— « 1,07——-

кгТА кгТА

Значение глубины выгорания зависит от многих факторов: типа реактора, начального обогащения, истории облучения и т.д. Чем больше обогащение, тем больше достигаемая глубина выгорания. В последние десятилетия повышение средней глубины выгорания является общей тенденцией для реакторов всех типов. Например, средняя глубина выгорания легководных реакторов повысилась более чем в 2 раза за последние 40 лет. В современных проектах PWR и ВВЭР

средние значения глубины выгорания приближаются к величине 50МВТСр. Это

достигается модернизацией конструкции тепловыделяющих сборок (ТВС), повышением начального обогащения топлива, введением выгорающих поглотителей и т.п.

С точки зрения множества факторов, в том числе образования РАО и безопасного обращения с ними, возникающие в реакторе новые нуклиды целесообразно разделить на два класса: продукты деления (ПД) и актиноиды или трансурановые элементы (ТУЭ).

Для современных ядерных реакторов и решения вопросов безопасного обращения с ОЯТ важнейшими среди ТУЭ являются изотопы четырех химических элементов: нептуния, плутония, америция и кюрия. Эти элементы часто называют малыми или минорными актиноидами (МА). Изотопы нептуния, америция и кюрия накапливаются в меньших количествах, чем изотопы плутония. Именно изотопы этих химических элементов приведены в табл. 1.2 [3].

Табл. 1.2. Изотопы трансурановых элементов, содержащиеся в значимых количествах в ОЯТ

уран-плутониевого топливного цикла.

Элемент Изотоп Т1/2, лет Примечание

Нептуний 237Кр 2,1-106 Может быть использован для накопления 238Ри

Плутоний 238Ри 87,7 Вносит существенный вклад в нейтронный источник за счет (а, п) реакции.

239Ри 2,4-104 Вносит существенный вклад в энерговыделение в процессе работы реактора

240Ри 6,6-103 Имеет значимый выход нейтронов за счет спонтанного деления

241Ри 14,4 Вносит вклад в энерговыделение в процессе работы реактора. Является источником 241Ат при выдержке ОЯТ

242Ри 3,7-103

Америций 241Ат 432,7 Накапливается за счет распада 241Ри

242тАт 141

243Ат 7,4-103

Кюрий 244Ст 18,1 Основной источник нейтронов в ОЯТ

245Ст 163 (суток)

К основным радиационным характеристикам ОЯТ относятся: активность - А, в Бк или Бк/т; остаточное энерговыделение - Р, в Вт или Вт/т; количество нейтронов или гамма квантов, испускаемых в единицу времени, - № или N7, в 1/с или 1/(с-т).

Активность ОЯТ зависит от различных параметров:

1) типа реактора;

2) используемого топливного цикла и состава свежего топлива;

3) глубины выгорания;

4) мощности, на которой работал реактор перед остановкой.

Так же как и другие характеристики ОЯТ, активность существенно зависит от времени выдержки. При этом роль различных составляющих в общей активности заметно изменяется. В течение первых суток и месяцев после остановки реактора активность практически полностью определяется бета-распадами короткоживущих продуктов деления, которые вносят определяющий вклад в энерговыделение и создают значительный гамма-фон вокруг ОТВС.

Активность приблизительно спадает за 10 суток в 10 раз, за 1 год в 100 раз, а за 30 лет в 1000 раз [4]. При этом активность альфа-активных изотопов за 30 лет спадает всего в 6-7 раз. При временах выдержки более 10 лет основным гамма-

17

излучателем становится изотоп 137mBa, который появляется в результате распада изотопа 137Cs. Распад изотопа 137mBa сопровождается испусканием одного гамма-кванта с энергией 0,661 МэВ. Практически на всех гамма-спектрах ОЯТ четко видна данная линия, и по ее интенсивности можно судить о многих характеристиках ОЯТ.

После прекращения реакции деления в активной зоне энерговыделение будет продолжаться за счет процессов распада радиоактивных изотопов продуктов деления, актиноидов и облученных конструкционных материалов. Данное энерговыделение будет уменьшаться с течением времени. Примерно треть всего запаса энергии выделяется за 1 мин, 60 % - за 1 ч, около 75 % за 1 сут [5]. Однако последующий спад энерговыделения будет происходить все медленнее, что связано с наличием долгоживущих изотопов в составе ОЯТ. Примерно после 70 лет энерговыделение будет определяться ТУЭ.

В реакторе ВВЭР-1000 находится 163 ТВС. Номинальная тепловая мощность реактора составляет 3000 МВт, что в пересчете на одну тепловую сборку дает приблизительно 18 МВт/ТВС. Сразу после остановки реактора остаточное энерговыделение (6,5 % от номинала) - 1,2 МВт/ТВС. Через сутки после остановки энерговыделение составит 0,3 МВт/ТВС.

Источники нейтронов и гамма-квантов ОЯТ

Общая масса свежего топлива, а, следовательно, и ОТВС реактора ВВЭР-1000 составляет около 450 кг. Для обеспечения безопасного обращения с ОТВС необходимо уметь оценивать радиационную обстановку вокруг ОТВС и контейнеров с ОТВС.

Источник гамма-квантов зависит от концентраций радиоактивных изотопов. Для его расчета можно использовать следующие формулы:

(1.1)

(1.2)

Где: - квантовый выход к-й гамма-линии ьго нуклида на один распад,

Е?к - энергия гамма-кванта к-й гамма-линии ьго нуклида, Дж.

Формула (1.1) позволяет определить полное число гамма квантов, появляющихся в ОЯТ в единицу времени, а формула (1.2) - найти полную энергию, которую унесут эти гамма-кванты. Отношение полной энергии к полному числу равно средней энергии гамма-кванта. После 1 года выдержки средняя энергия гамма квантов будет составлять приметно 600 кэВ.

При длительных временах выдержки источник гамма-квантов в ОЯТ определяется, в основном, несколькими продуктами деления. В табл. 1.3 приведены основные источники гамма квантов в ОЯТ реактора ВВЭР-1000 при времени выдержки 3 года и глубине выгорания 40,5 (МВтсут)/Кги. Обратим внимание на присутствие в этой таблице изотопов европия.

Табл. 1.3. Вклады различных изотопов в источник гамма-квантов.

Изотоп Доля, %

Кг-85 0,3

SR-90 2,0

Y-90 12,5

Rh-106 20,6

Sb-125 0,7

Cs-134 21,5

Ba-137M 14,8

Ce-144 4,2

Рг-144 11,4

Рш-147 0,5

Eu-154 1,8

Еи-155 0,2

Всего 90,5

Нейтроны в ОЯТ появляются в результате спонтанного деления актиноидов и реакций (а,п) на легких ядрах. Основными источниками нейтронов являются изотопы 238Ри и 244Cm. Величина нейтронного источника на несколько порядков меньше источника гамма квантов. При малых временах выдержки роль нейтронного источника на формирование радиационной обстановки вокруг ОТВС пренебрежимо мала по сравнению с источником гамма-квантов. Роль нейтронов в формировании радиационной обстановки вокруг контейнеров с ОЯТ возрастает

при увеличении времени выдержки и глубины выгорания. Увеличение глубины выгорания приводит к большему накоплению изотопов америция и кюрия. Например, концентрация изотопа 244Ст увеличивается пропорционально глубине выгорания в четвертой степени.

1.2. Топливный цикл реакторов типа ВВЭР

Реакторы водо-водяного типа являются реакторами корпусного типа. В этих реакторах перегрузки топлива осуществляются на остановленном реакторе. Поэтому для повышения выгорания топлива применяются частичные перегрузки топлива. При такой схеме перегрузок полная кампания топлива разбивается на отдельные промежутки. Каждый промежуток начинается с выгрузки наиболее выгоревшего топлива и загрузки такого же количества свежего топлива. А длительность работы реактора без перегрузки называется кампанией реактора. Таким образом, полная кампания топлива состоит из нескольких кампаний реактора. Эта величина называется кратностью перегрузки. Чем выше кратность перегрузки, тем больше среднее выгорание выгружаемого топлива.

Наряду с частичными перегрузками в реакторе осуществляется перестановка топлива в процессе перегрузок. Различают две альтернативные схемы перестановок: схема от центра к краю, когда свежее топливо загружается в центральную часть активной зоны, а в процессе перегрузок ТВС переставляются к краю; схема от края к центру, при которой свежее топливо загружается с краю активной зоны и переставляется к центру. При перегрузках от центра к краю достигается наибольшее выгорание , но при этом и получается сильный перекос поля энерговыделения. Альтернативная схема, напротив, обладает более низким значением коэффициента неравномерности энерговыделения, но с потерей в выгорании.

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Абу Сондос Махд, 2019 год

Список литературы

1 Лупишко А.Н., Чернаков В.А. Полномасштабные тренажеры АО «ВНИИАЭС» для АЭС российского дизайна с российскими цифровыми асу тп: опыт разработки и перспективы. Международная научно-практическая конференция по атомной энергетике «Безопасность, эффективность, ресурс», Москва, Россия, 2017. Стр. 25-53.

2 Пантюшин С.И., Быков М.А., Мохов В.А. «Разработка системы удержания расплава и охлаждения корпуса реактора для АЭС с РУ ВВЭР-600 и РУ ВВЭР ТОИ». Сборник трудов конференции «Молодежь ЯТЦ-2010: наука, производство, экологическая безопасность». Северск, 2010.

3 Давиденко Н.Н., Куценко К.В., Тихомиров Г.В., Лаврухин А.А. Обращение с отработавшим ядерным топливом и радиоактивными отходами в атомной энергетике. Москва, 2007, МИФИ, -136с.

4 Колобашкин В.М., Рубцов П.М., Ружанский П.А., Сидоренко В.Д. Радиационные характеристики облученного ядерного топлива. Справочник. Москва, 1983, Энергоатомиздат.

5 Климов А.Н. Ядерная физика и ядерные реакторы. Москва, Энергоатомиздат, 2002.

6 Андрушенко С.А., Афров A.M., Васильев Б.Ю., Генералов В.Н., Косоуров К.Б., Семченков Ю.М., Украинцев В.Ф. АЭС с реактором типа ВВЭР-1000 От физических основ эксплуатации до эволюции проекта. М :Логос, 2010. -604 с. + цв. Вклейки. ISBN 978-5-98704-4

7 Андрушечко С.А., Омельчук В.В., Васильев Б.Ю. и др. Проблемы обращения с отработавшим ядерным топливом на Кольской АЭС. Междунар, конф, украинского ядерного общества «Безопасность и защита АЭС». Киев,1997.

8 Блохина Е.В., Долбищев С.Ф., Кожаев Л.Н., Тюрин М.В., Лисин Д.А., Кладов П.В. Транспортный упаковочный комплект ТУК-137 для безопасного транспортирования ОТВС реакторов ВВЭР-1000/1200 с увеличенной массой и глубиной выгорания ядерного топлива. ФГУП "Российский Федеральный

145

Ядерный Центр Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики" (ФГУП "РФЯЦ-ВНИИЭФ"). 2011.

9 Правила безопасности при хранении и транспортировании ядерного топлива на объекты использования атомной энергии: НП -061-05. -Москва: Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору, 2005.

10 Правила ядерной безопасности для объектов ядерного топливного цикла: НП -063-05. -Москва: Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору, 2004.

11 Правила безопасности при транспортировании радиоактивных материалов: НП-053-04. -Москва: Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору, 2004.

12 Leppanen J. Serpent - a Continuous-energy Monte Carlo Reactor Physics Burnup Calculation Code. VTT Technical Research Centre of Finland. (June 18, 2015).

13 Jeremy E. Sweezy X.-5 M.C.T. MCNP5 Manual Vol I. U. S. A., 2003. 340

p.

14 SCALE: A Modular Code System for Performing Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluations, 0RNL/TM-2005/39, Version 5, Vols. I-III, April 2005. Available from Radiation Safety Information Computational Center at Oak Ridge National Laboratory as.

15 The JEFF-3.1 Nuclear Data Library. JEFF report 21. Under the editorship. Aizhan Koning. Robin Forrest. Mark Kellett. Robert Mills. Hans Henriksson. Yolanda Rugama.

16 Chadwick M.B., et al.ENDF/B-VII.1 nuclear data for science and technology: cross sections, covariances, fission product yields and decay data. Nucl. Data Sheets, 112 (2011). P. 2887-2996, 10.1016/j.nds.2011.11.002.

17 Гуревич М.И., Шкаровский Д.А. Расчет переноса нейтронов методом Монте-Карло по программе MCU: Учебное пособие. Москва, 2012, НИЯУ МИФИ, 154 стр.

18 Alekseev N.I. et. al. MCU-PTR program for high-precision calculations of pool and tank type research reactors // At. Energy. 2011. V. 109, № 3. p. 149 - 156.

19 Программный комплекс оперативного расчета характеристик полей фотонного излучения БРИЗ-2. Москва, 2015, НИЯУ МИФИ, - 89 стр.

20 Кравец В.Ю., Сорока А.В. «Анализ ядерной безопасности отработавшего топлива в бассейнах выдержки хмельницкой атомной электростанции». УДК 621.039.58. ISSN 1813-5420. Енергетика: економша, технологи, еколопя. 2013. № 3. стр. 84-89.

21 Аникин А.Ю., Герасимов Д.К., Курындин А.В., Соколов К.Ю., Строганов А.А. Верификация программного средства PSG2/Serpent для расчета Keff уран-водных систем // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов. - 2012, вып.3, стр. 70-73.

22 Аникин А.Ю., Герасимов Д.К., Курындин А.В., Строганов А.А. Использование кода PSG2/Serpent для расчета Keff уран-водо-графитовых систем // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов. - 2011, вып. 3, стр. 72-76.

23 Leppanen J. New Assembly code for neutron transport Monte-Carlo calculations of reactor physics. In M&C 2005, Avignon, France, 12-15 September 2005.

24 Leppanen, J. The use of the serpent code of reactor physics Monte-Carlo core calculations. In SNA+MC2010, Tokyo, Japan, October 17-21, 2010.

25 Абдельгафар Галахом, Исследование возможности использования сплава европия и Пирекса в качестве выгорающего поглотителя в PWR [Текст] / А. Абдельгафар Галахом // Атомная энергия, том 110, декабрь 2017, стр. 1127-1133.

26 Ellis R. J., Us Department of Commerce national technical information service 5285 Port Royal Road Springfield, VA 22161, Analysis of the MOX VVER-1000 weapons grade neutron benchmark: calculations using pin cells with scale/SAS2H, April 2000.

27 Galperin A, Segev M, Radkowsky. A. Substitution of the Soluble Boron Reactivity Control System of a Pressurized Water Reactor by Gadolinium Burnable

147

Poisons. Nucl. Technol., 75 (1986), P. 127-133. Published online: 10 May 2017. URL: https://www.tandfonline.com/doi/abs/10.13182/NT86-A33855.

28 Fiorini G. L, Gautier G. M, Bergamaschi Y. Feasibility Studies of a Soluble Boron-Free 900-MW (electric) PWR, Safety Systems: Consequences of the Partial or Total Elimination of Soluble Boron on Plant Safety and Plant Systems Architecture. Nucl. Technol., 127 (1999), P. 239-258. Published online: 10 May 2017. URL: https://www.tandfonline.com/doi/abs/10.13182/NT99-A2999.

29 Jones R.C. Boron Dilution Reactivity Transients: A Regulatory Perspective. Proceedings of the OECD/NEA/CSNI Specialist Meeting on Boron Dilution Reactivity Transients, State College (PA), Oct 18-20 (1995). URL: https://inis.iaea.org/search/search.aspx?orig_q=RN:43012298.

30 Elimination of soluble boron for new design PWR NP-6536, Electric power research Institute, Palo Alto (California), product ID: NP-6536, 1989.

31 Стогов, Ю.В. Белоусов Н.И., Савандер В.И. и др. Перспективные технологии использования оксидного уран-гадолиниевого топлива в легководных реакторах // Материалы XIV семинара по проблемам физики реакторов. Москва : МИФИ, 2006, стр. 45-47.

32 Balestieri D. A STUDY OF U02/Gd20s CJMPOSITE FUEL. IAEA-TECD0C-1036. Vienna (Austria).1998. P. 63-72.

33 Ермолин, В.С, Окунев В.С. О размещении гадолиния в центральном отверстии твэлов водо-водяных реакторов // Физико-технические проблемы ядерной энергетики. - Научная сессия МИФИ-2008. - стр. 101-102.

34 Бергельсон Б.Р., Белоног В.В., Герасимов А.С. и др. Глубина выгорания ядерного топлива ВВЭР с разными поглотителями // Атомная энергия. Том. 109, Вып. 4. Октябрь 2010, стр. 240-245.

35 Выговский, С.Б. Рябов Н. О, Семенов А. А и др. Физические и конструкционные особенности ядерных энергетических установок с ВВЭР. / Москва, НИЯУ МИФИ, 2011. - 376 стр.

36 Jaehong Lee Jun-ichi Hori, Ken Nakajima, Tadafumi Sano & Samyol Lee. Neutron capture cross section measurements of 151,153Eu using a pair of C6D6 detectors. Pages 1046-1057 | Received 14 Oct 2016, Accepted 23 May 2017, Published online: 17 Jul 2017.

37 Burnable Absorber - Burnable Poison.URL:ttps://www/nuclear-power.ne-t/nuclear-power-plant/nuclear-fuel/burnable-absorbers-burnable-poisons.(Дата обращения 21.1.2018).

38 Савандер В.И. и Увакин М.А. физическая теория ядерных реакторов. Учебное пособие. Москва, МИФИ, 2007. - 200 стр.

39 Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций. URL: https://www. seogan.ru/np-082-07-pravila-yadernoiy-bezopasnosti-reaktornix-ustanovok-atomnix-stanciiy.html. (Дата обращения 16.4.2019).

40 England T.R., Rider B.F. ENDF-349 Evaluation and compilation of the yields of fission products. Technical report LA-UR-94-3106, Los Alamos national laboratory, 1994.

41 Петров Е.Р., Бибичев Б.А., Домкин В.Д., Кожарин В.В., Куренков Н.В., Мухин В.С., Пантелеев Ю.А. «Результаты измерения радионуклидного состава и выгорания высоковыгоревшего топлива ВВЭР-1000 разрушающими методами». Радиохимия, 2012, т. 54, N 4, стр. 348-351.

42 Семёнов М.А., Парфентьев Е.А. Оценка радиационной безопасности при транспортировании оят ввэр-440 с повышенной глубиной выгорания. Вопросы радиационной безопасности № 3, 2011.

43 Aтомный эксперт URL: http://atomicexpert.com/page1776738.html (Дата обращения 10.11.2018).

44 Aтомный эксперт URL: http://atomicexpert.com/page2016487.html (Дата обращения 10.11.2018).

45 Меркулов И.А., Мацеля В.И., Сеелев И.Н., Корнеев М.И., Скурыдина

Е.С. "Обоснование возможности долговременного хранения в водоохлаждаемом

хранилище хот-1 фгуп «гхк» оят реакторов ввэр-1000 с повышенным начальным

149

обогащением и выгоранием". Известия высших учебных заведений. Т. 60, № 11/2 ФИЗИКА 2017.

46 Зизин М.Н., Шишков Л.К., Ярославцева Л.Н. Тестовые нейтроннофизические расчеты ядерных реакторов. Москва, Атомиздат, 1980.

47 Conversion of the research reactor core from the use of highly enriched uranium to the use of low enriched uranium fuel. IAEA-TECDOC-233, Vienna, 1980.

48 Pang H.L., Tagore M.S. Benchmarking of the new JENDL-4.0 library on experiments with criticality of a research reactor with oxide LEU (20 W/o) fuel, light water moderator and beryllium reflectors. Annals of nuclear energy 44, 2012, P.58-64.

49 Savva P., Varvayanni M., Fernandez S.A., Marquez Yu.G., Catsaros N. Comparing neutronics codes in fresh fuel analysis of a research reactor. Annals of nuclear energy 63 2014, P. 731-741.

50 Bomboni E, Cerullo N, Fridman E, et al (2010) Comparison among MCNP-based depletion codes applied to burnup calculations of pebble-bed HTR lattices. Nucl Eng Des 240:918-924. DOI: 10.1016/j.nucengdes.2009.12.006.

51 Chersola D. (2016) Application of new neutronic and burnup Monte Carlo based codes to the study of nuclear fuel cycles for GFR and VVER systems. University of Genova, Italy.

52 Chersola D., Lomonaco G., Marotta R., Mazzini G. (2014) No Title. Nucl Eng Des 273:542-554. https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2014.03.035

53 Deen R., Woodruff W., Costescu C., Leopando L. (2000) WIMS-ANL User Manual, Rev. 4.

54 Fowler T., Vondy D. (1969) NUCLEAR REACTOR CORE ANALYSIS CODE: CITATION.

55 Авдеев E^., Чусов И.А., and Карпенко А.А., "Верификация струйной методики расчета гидродинамики активной зоны реакторов при блокировке сечения твс," Ядерная энергетика, 2010, Т. 2, стр. 115-124.

56 Бурцев С. "Анализ влияния числа Прандтля на значение коэффициента восстановления температуры," Наука и Образование. МГТУ им. Н.Э. Баумана., 2017, Т. 3, стр. 78-96.

57 Головко Ю. Е., Кощеев В. Н., Ломаков Г. Б., Мантуров Г. Н., Рожихин Е. В., Семенов М.Ю., Цибуля А.М., Якунин А.А., "Версии констант бнаб и программы подготовки критичности", 2014, Т. 2, стр. 99-108.

58 Онегин M., Рыжов И.В (2011) Верификация пргораммы MURE для расчета остаточного топлива ялерных реакторов. Вопросы Атомной Науки и Техники.

59 Хайлов А.М., Иванников А.И., Орленко С.П., Борышева Н.Б., Скворцов В.Г., Цыба А.Ф., Нмирц Ф.,М. России, "Расчёт поглощённых доз фотонного и нейтронного излучения в эмали и дентине зубов человека методом Монте - Карло Введение," , 2015, Радиация и риск, Т. 2, стр. 93-106.

60 Emmett M. B. Calculational Benchmark Problems for VVER-1000 Mixed Oxide Fuel Cycle, 2000.

61 World Nuclear News Energoatom Plans Use of Westinghouse Fuel at Zaporozhe, London (11 November 2015) ISSN 2040-5766. Last accessed December 20, 2015 http://www.world-nuclear-news.org/UF-Energoatom-plans-use-of-Westinghouse-fuel-at-Zaporozhe-11111501.html.

62 Plans for New Reactors Worldwide. [online]. World Nuclear Association. August 2010. http://www.worldnuclear.org/info/inf17.htm.

63 Cudrnak P, Necas V (2011) IMPACT OF THE OPERATINAL CONDITIONS ON THE ISOTOPIC COMPOSITION OF VVER-440 REACTOR SPENT FUEL. In: Int. Conf. June 7-9, 2011 Tatranske Matliare ENERGY - Ecol. -Econ. 2011 High Tatras, Slovak Republic. Slovak Univ. Technol. Bratislava, Fac. Electr. Eng. Inf. Technol. Dep. Nucl. Phy. P. 7-10.

64 Schneider EA, Deinert MR, Cady KB A computationally simple model for determining the time dependent spectral neutron flux in a nuclear reactor core. J Nucl Mater, 2006, 357, P. 19-30.

65 Kovbasenko Y, Bilodid Y, Yeremenko M. Comparative Analysis of Isotope Composition of VVER-1000 Spent Fuel Depending on Their Manufactory and Operation Conditions. In: 7th Int. Conf. Nucl. Crit. Safety. Tokai-mura, 2003, P. 661— 665.

66 Lötsch T, Khalimonchuk V, Kuchin A Proposal of a benchmark for core burnup calculations for a vver-1000 reactor core. Munich, 2009.

67 Lötsch T, Khalimonchuk V, Kuchin A Corrections and additions to the proposal of a benchmark for core burnup calculations for a VVER-1000 reactor. Munich, 2010.

68 Lötsch T, Khalimonchuk V, Kuchin A Solutions for the task 1 and task 2 of the benchmark for core burnup calculations for a vver-1000 reactor. Munich, 2011.

69 Kovbasenko Y. Comparative Analysis of VVER-1000 Westinghouse and TVEL Spent Fuel Capability. Univers J Phys Appl, 2016, 10:105-109. DOI: 10.13189/ujpa.2016.100401.

70 Schlenker M. Multi-physical Developments for Safety Related Investigations of Low Moderated Boiling Water Reactors. Karlsruher Institut für Technologie (KIT) genehmigte, 2014.

Список основных публикаций по теме диссертации

1. Demin, V.M., Abu Sondos, M.A., Smimov, A.D. "The Comparative Analysis of Neutrons Properties of the Nuclear Fuel Produced by the Westinghouse and the TVEL for the Reactors VVER-1000 by Code Serpent" in XIII International Youth Scientific and Practical Conference "FUTURE OF ATOMIC ENERGY - AtomFuture 2017", KnE Life Sciences, 2017, pages 18-28. DOI 10.18502/4.

2. Demin, V.M., Ternovykh, M.Y., Abu Sondos M.A. "The verification of the complex programs Serpent 2 and SCALE (SAS2) for analysing the safety characteristics of fa reactor VVER-1000 at all the operation stages" in XIII International Youth Scientific and Practical Conference "FUTURE OF ATOMIC ENERGY -AtomFuture 2017", KnE Life Sciences, 2017, pages 179-194. DOI 10.18502/22.

152

3. Abu Sondos, M.A., Demin, V.M., Savander V.I. The effect of burnable absorber (Gd and Eu) on the neutron-physics characteristic of fuel assemblies of VVER-1000 reactor. IOP Conf. Series: Journal of Physics: Conf. Series 1189 (2019) 012003. DOI: 0.1088/1742-б59б/1189/1/012003.

4. Абу Сондос МА., Демин В.М., Савандер В.И. Оценка возможности использования Eu^3 в качестве выгорающего поглотителя в реакторе ВВЭР-1200. Глобальная ядерная безопасность, 2019 № 1(30), стр. 39-4б.

5. Абу Сондос МА., Демин В.М., Савандер В.И. Сравнение влияния выгорающих поглотителей (Gd и Eu) на нейтронно-физические характеристики TBC реакторов ВВЭР-1000. Вестник национального исследовательского ядерного университета "МИФИ", 2019, том 8, № 3, стр. 199-205.

6. Абу Сондос МА., Демин В.М., Смирнов А.Д. Сравнительный анализ нейтронных характеристик ядерного топлива производства Westinghouse и TBЭЛ для реакторов типа ВВЭР-1000 по коду Serpent. Глобальная ядерная безопасность, 2019 № 2(31), стр. 103-109.

7. Демин В.М., Савандер В.И, Tерновых М.Ю., Абу Сондос МА. Оценка длительности выдержки OTBC реактора ВВЭР-1200 в зависимости от типа транспортного контейнера. Ядерная физика и инжиниринг, М., 2018, т. 9, № 4, стр. 1-б.

8. Абу Сондос МА., Демин В.М., Савандер В.И. Снижение объема борного регулирования запаса реактивности при использовании выгорающего поглотителя на основе Gd2O3 в топливе реактора ВВЭР-1200. Глобальная ядерная безопасность, 2019 № 3(32), стр. 5б-б5.

9. Демин В.М., Tерновых М.Ю. Абу Сондос М.А. Верификация программных комплексов Serpent 2 и SCALE (SAS2) для анализа безопасности характеристик TBC реактора ВВЭР-1000 на всех этапах эксплуатации. В сборнике: Tезисы докладов XIII Международной научно-практической конференции «Будущее атомной энергетики». Обнинск: ИАTЭ НИЯУ МИФИ, 2017, стр. 3-4.

10. Демин В.М., Абу Сондос М.А. Смирнов А.Д.. Сравнительный анализ нейтронных характеристик ядерного топлива производства Westinghouse и ТВЭЛ для реакторов типа ВВЭР-1000 по коду Serpent. В сборнике: Тезисы докладов XIII Международной научно-практической конференции «Будущее атомной энергетики». Обнинск: ИАТЭ НИЯУ МИФИ, 2017, стр. 62-63.

11. Абу Сондос М.А., Демин В.М., Савандер В.И. Влияние выгорающих поглотителей (Gd и Eu ) на нейтронно-физические характеристики ТВС реакторов ВВЭР-1000. В сборнике: Тезисы докладов VII Международной молодежной научной школы-конференции «Современные проблемы физики и технологий». Ч. 2, М.: НИЯУ МИФИ, 2018, стр. 183-184.

12. Абу Сондос М.А., Демин В.М., Савандер В.И. Влияние количества и способа размещения выгорающего поглотителя Gd2O3 на избыточную реактивность реактора ВВЭР-1200. В сборнике: Тезисы докладов XV Международной конференции «Безопасность АЭС и подготовка кадров» Обнинск, ИАТЭ НИЯУ МИФИ, 2018 г., стр. 102-103.

13. Абу Сондос М.А., Джанполат А.С., Званцев А.А., Йылдыз Г. Сравнение расчетов мощности поглощенной дозы фотонного излучения от ТВС ВВЭР-1000, выполненных по программам БРИЗ и Serpent. В сборнике: Тезисы докладов XV Международной конференции «Безопасность АЭС и подготовка кадров». Обнинск, ИАТЭ НИЯУ МИФИ, 2018 г., стр. 103-104.

14. Демин В.М., Абу Сондос М.А., Джанполат А.С. Опыт использования программного средства Serpent для проведения оценок параметров ядерной безопасности систем, содержащих ядерное топливо. В сборнике: Тезисы докладов XV Международной конференции «Безопасность АЭС и подготовка кадров». Обнинск, ИАТЭ НИЯУ МИФИ, 2018 г., стр. 123-124.

15. Абу Сондос М.А., Демин В.М., Савандер В.И. Влияние количества выгорающего поглотителя Eu2O3 на нейтронно-физические и радиационные характеристики топлива реактора ВВЭР-1200. В сборнике: Тезисы докладов XIV

Международной научно-практической конференции «Будущее атомной энергетики», Обнинск, ИАТЭ НИЯУ МИФИ, 2018 г., стр. 44-45.

16. Абу Сондос М.А., Демин В.М., Савандер В.И. Влияние количества и способа размещения выгорающего поглотителя Gd2O3 на избыточную реактивность реактора ВВЭР-1200. В сборнике: Тезисы докладов XIV Международной научно-практической конференции «Будущее атомной энергетики», Обнинск, ИАТЭ НИЯУ МИФИ, 2018 г., стр. 62-63.

17. Бани Хамад С.А., Демин В.М., Абу Сондос М.А. Оценка влияния геометрических приближений формы представления ТВС ядерного топлива на результаты расчета мощности поглощенной дозы гамма-излучения. В сборнике: Тезисы докладов XIII Международной молодежной научной школы-конференции «Современные проблемы физики и технологий», г. Москва, 2019 г.; НИЯУ МИФИ, стр. 85-86.

18. Абу Сондос М.А., Демин В.М., Савандер В.И. Оптимизация системы компенсации избыточной реактивности на основе гадолиния в активной зоне реактора ВВЭР-1200. В сборнике: Тезисы докладов XV Научно-практической конференции «Безопасность ядерной энергетики», Волгодонск, 2019 г., ВИТИ НИЯУ МИФИ, стр. 86-88.