обеспечение ядерной и радиационной безопасности...

Государственная

корпорация

«Росатом»Государственная

корпорация

«Росатом»Государственный

научный

центр

РФ

–

Физико-энергетический

институт имени

А.И. Лейпунского

Государственный

научный

центр

РФ

–

Физико-энергетический

институт имени

А.И. Лейпунского

Обеспечение

ядерной

и

радиационной

безопасностикосмической

ядерной

энергетической

установки

на

орбите

И.А. Ехлаков,

П.А. Алексеев

НТС

ГНЦ

РФ-ФЭИОбнинск,

7 февраля

2014 г.

Внешний

источник

нейтроновВнешний

источник

нейтронов

Первые

оценки

возможности

запуска

КЯЭУ

без

специального

пускового

источника, проведенные

в

MCNPХ2.6 (ENDF/B-VI)

с

использованием

спектров, рассчитанных

в

программе

AP-8

указали

на

формирование

в

отражателях

и

активной

зоне

РУ

источника

нейтронов, мощностью

3.3·105

н./с. для

орбиты

высотой

1000 м., 6.9·106

н./с. на

высоте

1200 м., 1.7·107

н./с на высоте 1500 м.

Поскольку

такие

потоки

нейтронов

сопоставимы

с

потоками

от

современных

пусковых

источников, возникла

проблема

обеспечения

безопасного

пуска

ядерного

реактора

космического

назначения

в

условиях

воздействия

космического

излучения

на

конструкционные

материалы

РУ.

Проверка

полученных

результатов

в GEANT4

Проверка

полученных

результатов

в GEANT4

Набор

физических

моделей

был

выбран

в

соответствии

с

рекомендациями

SLAC (Stanford

Linear

Accelerator

Center, США)

для

контрукционных

материалов

и

электроники, работающих

в

космосе.

Источник

задан

в

соответствии

с

оцифрованными

спектрами

из

научных

статей, рассчитанных

в

программе

CRÈME-96

Геометрия:

Итог

проверкиИтог

проверки

Проведенные

расчеты

подтвердили

правильность

оценки

мощности

внешнего

источника

нейтронов

С

точки

зрения

задач

радиационной

защиты

возникает

новый

защищаемый

объект

–

ядерный

реактор

на

начальном

этапе

пуска.

Расчетный

анализ

возможных

мер

пассивной

защиты

с

применением

Al, LiH, B4C показал

неэффективность

такого

подхода

Обеспечение

безопасности

пуска

Создание

методикибезопасного

пуска

реактора

на

орбите

с

учетомвнешнего

потока

нейтронов

Пассивная

защита(дополнительные

экраны,

снижающие

мощностьвнешнего

нейтронного

потока)

Модель

радиационных

поясов

Земли использованная

в

дальнейших

расчетах

Модель

радиационных

поясов

Земли использованная

в

дальнейших

расчетах

1,0E+00

1,0E+01

1,0E+02

1,0E+03

1,0E+04

1,0E+05

0,1 1 10 100 1000Е, MeV

Поток,

Про

тон/

(стер.

см

^2 c

)

Спектр

протонов

для

трех

точек

на

орбите

1500 км.

Изменение

мощности

реактора

при

движении космического

аппарата

по

орбите

Изменение

мощности

реактора

при

движении космического

аппарата

по

орбите

1.00E-07

1.00E-06

1.00E-05

1.00E-04

1.00E-03

0 1000 2000 3000 4000 5000 6000 7000

Время, сек.

Мощ

ность,

Вт

1.00E-09

1.00E-08

1.00E-07

1.00E-06

1.00E-05

1.00E-04

1.00E-03

1.00E-02

0 1000 2000 3000 4000 5000 6000 7000Время, сек.

Мощ

ность,

Вт

-

изменение

тепловой

мощностиреактора

-

трасса

полета

космическогоаппарата

1200 км

1500 км

Изменение

мощности

реактора

в период

пуска, на

орбите

1500 км.

Изменение

мощности

реактора

в период

пуска, на

орбите

1500 км.

В

обоих

случаях

(время

начала

пуска

t=0 с и t=3000 с) найденные алгоритмы

управления

позволяют

запустить

реактор

и

достичь

мощности

прогрева

за

приемлемое

время.

Два

случая

нарушения

принятой

моделиДва

случая

нарушения

принятой

модели

Использованная

модель

не

учитывала

два

типа

редких

во

времени

событий, способных

внести

в

активную

зону

дополнительные

потоки

нейтронов: взаимодействие

реактора

с

тяжелой

заряженной

частицей

и

наложение

солнечной

вспышки

на

начало

пуска

реактора.

В

соответствии

со

спектром

космических

лучей, ТЗЧ

с

энергией

не

менее

1 ТэВ

будут

взаимодействовать

с

отражателем

несколько

раз

в

секунду, а

частицы

с

энергией

не

менее

100 ТэВ

-

практически

ежечасно. При

взаимодействии

с

конструкционными

материалами

ЯЭУ

они

способны

образовывать

широкие

каскады

вторичных

частиц, вызывающих

деления

в

активной

зоне

реактора

Вспышки на Солнце с энергией свыше 100 МэВ/нуклон, случающиеся

примерно

раз

в

месяц, способны

приводить

к

росту

потока

СКЛ

до

4 порядков, что

также

влияет

на

потоки

нейтронов

в

активной

зоне

ЯЭУ.

Необходимо

учесть

влияние

таких

событий

на

пуск

ядерного

реактора

Модель

ТРП

«ТОПАЗ»

в

GEANT4Модель

ТРП

«ТОПАЗ»

в

GEANT4

G4NDL 4.2

Добавление

моделей

протон-ядерных

взаимодействий

высокой

точности

для

низких

энергий

с

сечениями

из

TENDL-2010

+ ENDF-VII.0

Добавление

процессов

деления

протонами

и

пионами

Пространственно-временные характеристики

каскада

нейтронов

Пространственно-временные характеристики

каскада

нейтронов

Во

всех

событий

с

числом

делений

в

первом

поколении

более

1000 размеры

каскада

превышали

размеры

активной

зоны, при

этом

количество

первичных

нейтронов

в

каждом

отдельном

ЭГЭ

не

превышает

200. Выравнивание

энерговыделения

происходит

уже

через

10e-4 с.

Количественные

характеристики каскада

нейтронов

Количественные

характеристики каскада

нейтронов

Мощность

специального

источника

нейтронов, осуществляющего

запуск

ТРП

«ТОПАЗ»

составляет

3,5·e-7 Вт

или

1,1·e+4 делений

ежесекундно

Вспышки

на

СолнцеВспышки

на

Солнце

Чем

меньше

будет

время

достижения

пика

потока

протонов, тем

быстрее

будет

происходить

рост

тепловой

мощности

реактора. Таким

образом, мощная

непродолжительная

вспышка

может

привести

даже

к

срыву

пуска

ЯЭУ

Приспособление

GEANT4 к расчетам радиационной

защиты.

Реактор

как

источник

излучений.

Приспособление

GEANT4 к расчетам радиационной

защиты.

Реактор

как

источник

излучений.В

соответствии

с

планами

перехода

от

расчетов

защиты

от

РУ

и

РП

ОКП

по

отдельности

к

единому

расчету, требуется

программный

комплекс, позволяющий

моделировать

адронные

и

электромагнитные

процессы

с

участием

легких

ионов

с

зарядами

от

+1 до

Z.

В

связи

с

возможными

ограничениями

на

использование

MCNPX, в

качестве

возможной

замены

рассматривается

GEANT4.

Ввиду

отсутствия

в

GEANT4 расчета

на

keff,

сначала

требовалось

создать

метод

корректного

описания

ядерного

реактора, как

источника

излучений.

Полученные

результатыПолученные

результаты

ПроизведенныеПроизведенные

вычислениявычисления

длядля

ТРПТРП

типатипа

««ТОПАЗТОПАЗ»»

далидали

оценкиоценки

удельныхудельных утечекутечек

((нана

1 1 ВтВт

тепловойтепловой

мощностимощности))::

1.11.1··10101010

нейтроновнейтронов

вв

секундусекунду,,

3.23.2··10101010

фотоновфотонов

вв

секундусекунду,,

2.32.3··101088

электроновэлектронов

вв

секундусекунду, ,

1.01.0··101077

позитроновпозитронов

вв

секундусекунду,,

2.42.4··10104 4 альфаальфа--частицчастиц

вв

секундусекунду,,

3.43.4··101033

ядерядер

66HeHe,,

1.31.3··10105 5 ядерядер

99BeBe,,

11··1010--11

протоновпротонов,,

55··1010--1 1 дейтроновдейтронов,,

1.71.7··101000

тритоновтритонов,,

33··1010--11

ядерядер

77Li.Li.

ТокиТоки

нейтроновнейтронов, , фотоновфотонов

ии

гаммагамма

совпалисовпали

сс

рассчитаннымрассчитанным

вв

MCNP MCNP сс

высокойвысокой точностьюточностью

MCNP GAMOSток

через

торцевую

поверхность

ТРП

на

1 исходный

нейтрон

нейтроны 5.74E-2 ±

0.11E-2 5.84E-2 ±

0.26E-2гамма 8.04E-2 ±

0.07E-2 7.87E-2 ±

0.19E-2

средний

поток

через

боковую

поверхность

ТРП

на

1 исходный нейтрон, см-2

нейтроны 1.73Е-2 ±

0.04Е-2 1.74Е-2 ±

0.09Е-2гамма 5.01Е-2 ±

0.12E-2 4.97E-2 ±

0.23E-2

Число

делений

в

первом

поколении

в

активной

зоне

на

1 исходный

нейтрон

0.389 ±

0.04 0.394 ±

0.08

Сравнение

результатовСравнение

результатов

GAMOSMCNP

Локальная

оценка. Модели

в

MCNP и GEANT4/GAMOS

Локальная

оценка. Модели

в

MCNP и GEANT4/GAMOS

Для

решения

задач

радиационной

защиты

требуется

алгоритм

локальной

оценки, частично

реализованный

в

GAMOS (GEANT4-based

Architecture

for

Medicine-Oriented

Simulations)

Защита: 3 см обедненный уран, 20 см гидрид литиядистанция от центра активной зоны до детектора 3 мнейтроны гамма

Флюенс нейтронов с энергией > 0.1 МэВ: Доза гамма-излучения:MCNP: 2.27E-9 ± 0.02E-9 см-2*МэВ-1 MCNP: 1.06E-17 ± 0.02E-17 ЗвGAMOS: 1.96E-9 ± 0.24E-9 см-2*МэВ-1 GAMOS: 1.01E-17 ± 0.06E-17 Зв

на один первичный нейтрон

Локальная

оценка. Сравнение

результатовЛокальная

оценка. Сравнение

результатов

Спасибо за внимание!