Doktorantūra

Temos aprašymas
Doktorantūros tematika susijusi su FTMC vykdoma ilgalaike mokslinių tyrimų ir eksperimentinės plėtros programa „Aplinką tausojanti energetika ir aplinkosaugos technologijos“. Naudoto branduolinio kuro (NBK) charakterizavimas bei laikinė evoliucija yra labai svarbūs radioaktyvių atliekų tvarkymui dviem aspektais: panaudoto branduolinio kuro atliekų laikinam saugojimui ir situacijos geologinėje saugykloje prognozavimui bei kitų radioaktyviųjų atliekų paviršinės taršos identifikavimui (kaip pvz., apšvitinto branduolio grafito ar metalinių konstrukcjų paviršinės taršos komponentės nustatymui pagal išmatuotų izotopų santykį). Pagrindinis tikslas yra sukurti eksperimentiškai patikrintas procedūras, skirtas patikimai nustatyti naudoto branduolinio kuro nuklidinę sudėtį laikotarpyje nuo reaktoriaus eksploatavimo nutraukimo iki NBK geologinio laidojimo, įskaitant realistines neapibrėžtis. Nustatyti ir įvertinti pažangiausius NBK skaičiavimo metodus bei standartizuoti neapibrėžčių skaičiavimo metodiką. NBK charakteristikų: nuklidų aktyvumo, šilumos išsiskyrimo, neutronų ir gama apšvitos, dozės galios įvairiais laikotarpiais nustatymui bus naudojami SCALE6.2 ir MCNP6 skaitiniai kodai bei atitinkamos branduolinių duomenų bibliotekos. Planuojami atlikti RBMK ir BWR tipo reaktorių NBK skaitinio charakterizavimo neapibrėžtumo tyrimai esant skirtingam kuro sodrinimui įvairiomis eksploatacijos sąlygomis – tai svarbu užtikrinat laikino saugojimo branduolinę ir radiacinę saugą bei naudojamo saugojimo metodo konservatyvumui įvertinti. Taip pat planuojama įvertinti modeliavimo prielaidų bei naudojamų branduolinių duomenų įtaką NBK charakteristikų tikslumui. Planuojama įvertinti NBK savybių kaitą ilagalaikėje perspektyvoje užtikrinat branduolinę bei radiacinę saugą įvairių (transportavimo, perkrovimo, saugojimo konteineriuose ir t.t.) operacijų metu. Numatyti „geriausios praktikos skaitinių kodų“ naudojimas bei eksperimentinis validavimas (pagal SKB-50 duomenis) BWR tipo reaktoriams bei palyginimas, suderinamumo analizė taikant RBMK NBK charakterizavimui, bus įvertinti kriterijai geologinio kapinyno parengimui. Numatyta ištirti laikinę NBK nuklidų aktyvumo evoliuciją atkreipiant dėmesį į aktinoidus, kurie dėl generuojamos dalijimosi metu išskiriamos šilumos tampa ypač svarbiais 500-10000 metų periode. Planuojama atlikti 241Pu-241Am dalinio kritiškumo blokavimo analizę ilgalaikei saugojimo prognozei.

Theme description
The characterization and long-term evolution of spent nuclear fuel (SNF) are very important tasks for nuclear waste management for several aspects: for the interim storage of SNF, for forecasting of the processes in the geological repository and for operational waste management identifying surface contamination term of other radioactive waste (for instance surface contamination of irradiated nuclear graphite or metal structures). The main objective is to develop experimentally validated procedures to determine the nuclide composition of spent nuclear fuel in the period from reactor decommissioning to geological disposal of the SNF including realistic uncertainties. The most advanced SNF calculation methods and standardization of the uncertainty calculation methodology will be identified.  The numerical codes SCALE6.2 and MCNP6 and the corresponding nuclear data libraries will be used to determine the SNF characteristics: nuclide activity, heat release, neutron and gamma irradiation and dose rates over different time periods. Investigations of the uncertainty of the numerical characterization of RBMK and BWR type reactors SNF in case of different fuel enrichment under different operating conditions are planned, which is important for ensuring nuclear and radiation safety of temporary storage and for assessing the conservatism of the used storage method. Evaluation of the effect of different modelling assumptions as well as nuclear data used for accuracy of determination of SNF will be assessed. The use and experimental validation of “best practice numerical codes” (according to SKB-50 data) for BWR type reactors as well as comparison and analysis of the approach compatibility for RBMK SNF storage and application of criteria for preparation of geological repository are planned.