Оценка возможности использования Eu2O3 в качестве выгорающего поглотителя в реакторе ВВЭР-1200 Текст научной статьи по специальности «Химические технологии»

ИЗЫСКАНИЕ, ПРОЕКТИРОВАНИЕ,

__СТРОИТЕЛЬСТВО И МОНТАЖ

ТЕХНОЛОГИЧЕСКОГО ОБОРУДОВАНИЯ ОБЪЕКТОВ АТОМНОЙ ОТРАСЛИ

УДК 621.039

ОЦЕНКА ВОЗМОЖНОСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ Eu2O3 В КАЧЕСТВЕ ВЫГОРАЮЩЕГО ПОГЛОТИТЕЛЯ В РЕАКТОРЕ

ВВЭР-1200

© 2019 М.А. Абу Сондос, В.М. Демин, В.И. Савандер

Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», Москва, Россия

Рассматривается задача об использовании выгорающих поглотителей (ВП) в реакторах типа ВВЭР для снижения объема жидкостного регулирования избыточного запаса реактивности при выгорании топлива. В данной работе в качестве ВП рассматривается природный европий в форме Eu2O3, размещенный в интегрированном виде с урановым топливом в твэлах. Проведен анализ обеспечения ядерной и радиационной безопасности при использовании подобного топлива в реакторах ВВЭР-1200.

Ключевые слова: ТВЭГ, SERPENT, TBC, ВВЭР-1200, выгорающий поглотитель, Eu2O3, Gd2O3, спектр гамма-излучения.

Поступила в редакцию 24.12.2018 После доработки 29.01.2019 Принята к публикации 03.02.2019

Введение

Для снижения концентрации бора в теплоносителе часть избыточной реактивности компенсируется выгорающими поглотителями, размещаемыми в твэлах [1-5]. Наибольшее распространение в качестве выгорающего поглотителя (ВП) получили природный гадолиний [6] и природный европий [1]. Из-за большого значения сечения поглощения гадолиния, особенно нечетными изотопами, его размещают в небольшом количестве твэлов (твэгов), а путем подбора весового содержания гадолиния в твэгах добиваются того, чтобы он полностью выгорал за одну кампанию. В отличие от гадолиния европий, имеющий небольшое значение сечения поглощения, размещают в большом количестве твэлов (твэгов), и при любом весовом содержании европия в твэгах он не выгорит до конца общей кампании.

В данном сообщении рассматривается вариант размещения европия в большом числе твэгов, но с уменьшенным содержанием европия в каждом из них.

Природный европий состоит из двух изотопов, 151Eu и ^^^ их микросечения захвата тепловых нейтронов (Б= 0,0253 эВ) и концентрации соответственно равны 9100 б и 47,44%; 312 б и 52,23% [7]. Изотоп 1 1Eu выгорит за первую кампанию, а 153Eu не выгорит до конца общей кампании.

Цель работы - добиться снижения максимального запаса реактивности в течение кампании, существенно не увеличивая радиоактивность ОЯТ.

В данной работе рассмотрено влияние повышения количества твэгов с использованием европия как выгорающего поглотителя на ядерную и радиационную безопасность работы реактора ВВЭР-1200 и сравнение его влияния с влиянием Gd.

Постановка задачи

Были выбраны несколько вариантов размещения твэгов в ТВС с разными количествами в них, и для каждого был проведен расчет изменения нейтронно-физических и радиационных характеристик ТВС от выгорания топлива и характеристик ОТВС в бассейне выдержки.

© Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», 2019

Исходные данные по загрузке европия в твэгах, количестве твэгов в ТВС и их геометрические характеристики для этих вариантов представлены в таблицах 1 и 2 и на рисунках 1а-1г. Для всех вариантов расчеты проводились при концентрации борной кислоты, равной нулю.

Таблица 1 - Основные геометрические параметры ТВС [Basic geometrical parameters of FA]

Параметр ТВС

Длина топливного элемента, мм 3750

Масса UO2 , кг 534

Плотность топлива (г/см3) 10,5

Средняя температура топлива (°К) 1000,0

Средняя плотность воды (г/см3) 0,72

Средняя температура теплоносителя (°K) 587.0

Количество тепловыделяющих элементов в одной ТВС 312

Внутренний/Наружный диаметр топливной таблетки, мм 1,4/7,57

Внутренний/Наружный диаметр оболочки, мм 7,73/9,1

Материал оболочки сплав Э110

Центральная трубка

Внутренний/Наружный диаметр, мм 11,0/13,0

Материал сплав Э635

Направляющая трубка (18 шт.)

Внутренний/Наружный диаметр, мм 10,9/12,6

Материал сплав Э635

Таблица 2 - Количество твэгов в ТВС [Number of the fuel rods with burnable absorbers in FA]

Вариант Количество и состав топлива твэлов

(без ВП) В1 312 - 4,9% (235U)

(12 Gd) В2 300 - 4,95% (235U) и 12 - 3,6% (235U) с 5,0% Gd2O3

(12 Eu) В3 300 - 4,95% (235U) и 12 - 3,6% (235U) с 5,0% Eu2O3

(24 Eu) В4 288 - 4,9% (235U) и 24 - 4,9% (235U) с 2,5% Eu2O3

(36Eu) В5 276 - 4,9% (235U) и 36 - 4,9% (235U) с 1,667% Eu2O3

(72Eu) В6 240 - 4,9% (235U) и 72 - 4,9% (235U) с 0,834% Eu2O3

(72 Eu) В7 240 - 4,9% (235U) и 72 - 4,9% (235U) с 0,834% Eu2O3 c обогащение 80% 151 Eu

(312 Eu) В8 312 - 4,9% (235U) и с 0,192% E^O3

00000000000 000000000000 0000000000000 00000000000000 oooooooOooooooo oooooOooooOooooo ooooooooooooooooo 0000O0000O000O0000 0 0 0 0 0 OOQOоо00000000 о о о о о о о оо о о о Оо о о о о о о ООООООООООООООООООвОО ОООООООООООООООООООО ооооооо о с с сОсоооооо 000000000000000000 00000000000000000 oooooOooooOooooo oooooooOooooooo 00000000000000 0000000000000 000000000000 00000000000

00000000000 оооооооооооо 0000000000000 оооооооооооооо oooooooOooooooo oooooOooooOooooo 00000000000000000 ОООООООООООООООООО oooooooOoooooooeooo ооооооооооооОооооооо оооооОооооОооооОооооо оооооооОоооооооооооо оооооооооооОооооооо оооэОоооОооооОоооо

OOOOOOOOOOOOOOO»® оооооОооооОооооо oooooooOooooooo оооооооооооооо 0000000000000 оооооооооооо 00000000000

Рисунок 1а - ТВС-В2 и В3 [FA-B2 and B3] Рисунок 1б - ТВС-В4 [FA-B4]

ооооооооооо ооооооовоооо оооооооооовоо оооооооовооооо овоооооОооооово о о о о сооо о оОо в о о о 00 0000000000000 0 0 овооОооооОовоОоово ооовооооооооооовооо оооооовососоОооооооо оовооОооооОооооОоовоо оооооооОооооооооосоо ооовоооооооОооовооо овооОовоОооооПоово ооооооооовооооооо ооовоОооооОовооо оооооооОооооово оооооооовооооо оооооооооовоо оооовоовоооо ооооооооооо

ооооооооооо овововоовово 0000000000000 ововоовововово ооооовоОооооооо оооооОовоЮвоооо овооовооооооовооо ооовОоовоОоовОоооо овооовоОвоооооовово оооовооооовооовооооо ововоОовосОоввоОовово ооооовоОоовоооовоооо ооовоооовооОовооово ооооОвовОовооОвооо ооовооооооовооово о в о о вОво в оОо в о о о оооооооОовооооо ововововоовово 0000000000000 ововоововово ооооооооооо

Рисунок 1в - FA-B5 и B3 [FA-B5 and B3] Рисунок 1г - FA-B6 [FA-B6]

Вариант B1, в котором отсутствует ВП, выбран в качестве эталонного для сопоставления с остальными, поскольку в этом варианте предполагается полностью жидкостное регулирование запаса реактивности. Вариант В2 относится к топливной загрузке реактора типа ВВЭР-1200, в котором в основном применяется гадолиний. В вариантах В3-В8 вместо Gd используют Eu и увеличенное, по отношению к варианту В2, количество твэгов (12, 24, 36, 72 и 312 твэг), причем, полная загрузка гадолиния и европия во всех этих вариантов такая же, как и для варианта В2.

Влияние ВП на ядерные и радиационные характеристики топлива связано с термином «сильная блокировка потока тепловых нейтронов», которая зависит от двух величин:

1) сечения поглотителя тепловых нейтронов - прямая пропорциональная зависимость;

2) концентрации изотопов ВП - прямая пропорциональная зависимость.

Чем сильнее блокировка потока тепловых нейтронов, тем меньше эффективность ВП (тем меньшее количество ВП участвует в поглощении нейтронов).

Результаты

Все расчеты были выполнены с использованием кода SERPENT 2.1.30 [8], основанного на решении уравнения переноса нейтронов методом Монте-Карло, для сборки ТВС реактора ВВЭР-1200. Основное внимание уделено анализу зависимости коэффициента размножения нейтронов Кда от выгорания и распределения поля энерговыделения для выбранной ТВС. Средняя мощность ТВС была принята равной 1.96326х107 Вт, статистика расчетов составила 2 000 000. Ядерные данные были получены из библиотеки ядерных констант ENDFB7 [9].

Коэффициенты размножения нейтронов

На рисунке 2 представлены коэффициенты размножения нейтронов Кда в зависимости от глубины выгорания для всех рассмотренных вариантов.

Из-за большего сечения поглощения тепловых нейтронов гадолиний выгорает быстрее, чем европий, при этом необходимо отметить следующее:

1) влияние гадолиния сказывается в диапазоне выгорания до 14 МВт*сут/кги, а влияние Eu прослеживается в течение всей кампании;

2) эффект сильной блокировки потока тепловых нейтронов при использовании гадолиния больше, чем для европия.

Поскольку коэффициент размножения нейтронов в ТВС с гадолинием при любом выгорании больше, чем при использовании европия, следовательно, использование европия позволяет снизить «вес» жидкостной системы регулирования. Увеличение числа твэгов при одновременном уменьшении содержания европия в каждом из них приводит:

- во-первых, к уменьшению начального коэффициента размножения нейтронов;

- во вторых, к снижению объема жидкостного регулирования.

1.5

1.4

1.3:

1.2

1.1

0.9

0.8

10 20 30 40 50

Глубина выгорания (Мвт.сут/кги)

60

Рисунок 2 - Коэффициент размножения нейтронов в зависимости от глубины выгорания [Neutron

multiplication factor depending on burnup depth]

0

Из-за большего сечения поглощения тепловых нейтронов гадолиний выгорает быстрее, чем европий, при этом необходимо отметить следующее:

3) влияние гадолиния сказывается в диапазоне выгорания до 14 МВт*сут/кги, а влияние Eu прослеживается в течение всей кампании;

4) эффект сильной блокировки потока тепловых нейтронов при использовании гадолиния больше, чем для европия.

Поскольку коэффициент размножения нейтронов в ТВС с гадолинием при любом выгорании больше, чем при использовании европия, следовательно, использование европия позволяет снизить «вес» жидкостной системы регулирования. Увеличение числа твэгов при одновременном уменьшении содержания европия в каждом из них приводит:

- во-первых, к уменьшению начального коэффициента размножения нейтронов;

- во вторых, к снижению объема жидкостного регулирования.

Кроме того, независимо от начального обогащения европия по изотопу 151 (вариант В7), конечная концентрация изотопа 153 и поведение коэффициента размножения нейтронов в конце кампании во всех вариантах (В3 - В8) примерно одинаковы. Отметим, что в вариантах В6 - В8 (72 твэга и больше), максимальное значение коэффициента размножения нейтронов достигается не в начале кампании.

Концентрация изотопов

Наличие ВП в топливе смещает нейтронный спектр в область эпитепловых нейтронов. И чем больше эффективность ВП, тем больше это смещение.

Гадолиний полностью выгорает до 14 МВт*сут/кги, поэтому нейтронный спектр смещается в область быстрых нейтронов только в этом промежутке времени. А при использовании европия во-первых: эффективность ВП больше, что приводит к большему смещению нейтронного спектра в область быстрых нейтронов; во вторых,

влияние ВП продолжается до конца кампании. Это приводит к большему накоплению

239 241

Ри и Pu (рис. 3 и 4). А с повышением числа твэгов - к еще большему повышению

239 241

накопления Ри и Ри, которые вносят дополнительный вклад в энерговыделение работающего реактора.

10 20 30 40 50

Глубина выгорания (Мвт.сут/кги)

10 20 30 40 50

Глубина выгорания (Мвт.сут/кги)

Рисунок 3 - Масса Pu в зависимости от глубины выгорания [The mass of 239Pu depending on the burnup]

Рисунок 4 - Масса Pu в зависимости от

глубины выгорания [The mass of depending on the burnup]

1Pu,

На рисунках 3 и 4 видно, что поскольку эффективность Eu больше чем Gd, то накопление и Pu больше. При этом с повышением числа твэгов блокировка

тепловых нейтронов уменьшается, эффективность ВП повышается и смещение нейтронного спектра в область эпитепловых нейтронов усиливается, что приводит к

239 241 239 241

повышению накопления Pu и Pu. Накопление Pu и Pu, которые вносят дополнительный вклад в энерговыделение работающего реактора, приводит к

235

увеличению содержания остаточного невыгоревшего и к концу кампании. Хранение ОЯТ

С использованием европия в топливе как ВП накопление изотопа 154Eu

153

повышается. Он образуется путем захвата нейтронов изотопом Eu; кроме того, выход

154т

Eu при делении 239Pu больше, чем при делении 23^ в 3,5 раза [10]. Спектр гамма-излучения изотопа 154Eu имеет высокую энергию и большой период полураспада, поэтому его наличие в отработавшем топливе ухудшает радиационные свойства ОЯТ. А при использовании гадолиния, который полностью выгорает в первой кампании, соответствующие свойства ОЯТ практически не изменяются.

На рисунках 5 и 6 представлены зависимости остаточного энерговыделения и мощности излучения гамма-квантов ОЯТ в зависимости от времени выдержки.

235т

4.5

- Без ВП

- 12Gd

- 12Eu

- 24Eu

- 36Eu

- 72Eu

^J 4 ? 3.5

0

= 3

m

¥

я 2.5

S

S

2 2 ¡si

1 1.5

2 3 4 5 6 7 8 Время выдержки(лет)

3 4 5 6 7 Время выдержки (лет)

Рисунок 5 - Остаточное энерговыделение в зависимости от времени выдержки [Residual energy epending on cooling time]

Рисунок 6 - Мощность излучения гамма-квантов в зависимости от времени выдержки [Source rate of gamma-quantum depending on the cooling time]

1200

3500

1000

3000

2500

800

2000

Л 600

О- 1500

400

§ 1000

200

500

60

60

x 10

14000

2000

Е 10000

8000

6000

а> 4000

2000

0.5

0

2

0

9

10

Прежде всего, отметим, что использование европия в топливе повышает остаточное энерговыделение и увеличивает мощность излучения гамма-квантов. Это может потребовать немного более длительного охлаждения отработавшего топлива в бассейне выдержки реактора.

Спектр гамма-излучения ОЯТ после пяти лет выдержки для всех вариантов представлен на рисунке 7.

о m

g 10

t

:s

-«с»

Без ВП 12Gd 12 Eu 24 Eu 36 Eu 72 Eu

Энергия (Мэв)

Рисунок 7 - Спектр интенсивности гамма излучения после пяти лет выдержки [Spectrum gamma source

after five years of cooling]

Видно, что спектр гамма-излучения для всех рассмотренных вариантов расчета (Bi-Бб) почти одинаков, кроме диапазонов энергий, в которых основной вклад в спектральное гамма-излучение дают фотоны изотопов Eu, важнейшим из которых является 154Eu, что и может потребовать более длительного охлаждения ОЯТ.

Б таблице 3 представлены остаточное энерговыделение и интенсивность гамма-излучения ОЯТ после пяти лет выдержки для вариантов Б1-Б6.

Таблица 3 - Остаточное энерговыделение и интенсивность гамма-излучения после пяти лет выдержки [Residual energy and the energy spectrum of gamma radiation after five years of cooling]

Параметры Bi В2 Вз В4 В5 В6

Остаточное энерговыделение (Вт/ОТВС) 1687,1 1684,1 1851,6 1818,3 1797,0 1786,5

Интенсивность гамма-излучения (Вт/ОТВС) 624,3 622,2 744,3 718,9 702,4 690,6

Доля энергии гамма-излучения от полного энерговыделения 37,0% 37,0% 40,2% 39,5% 39,1% 38,7%

16

12

10

0.2

0.4

0.6

0.8

1.2

1.4

1.6

1.8

Из таблицы 3 видно, что использование Gd в топливе не изменяет ядерные и радиационные характеристики ОЯТ, а Ей повышает остаточное энерговыделение и долю энергии гамма-излучения от общего энерговыделения, особенно при 12 твэгах. Использование ТУК-13 для транспортирования ОТВС после пяти лет выдержки возможно для первого и второго вариантов (без европия), а в варианте В3 наши расчеты показывают, что потребуется еще как минимум полгода дополнительной выдержки ОЯТ. Аналогичные изменения при соответствующей небольшой корректировке потребуются для вариантов В4, В5 и В6.

Выводы

Использование европия вместо гадолиния в ядерном топливе реактора ВВЭР-1200 приводит как к положительным, так и к отрицательным эффектам.

Положительные эффекты:

1) Использование европия обеспечивает большее снижение объема жидкостного регулирования.

239 241

2) Использование европия ускоряет накопление изотопов 239Pu и 24iPu, которые вносят дополнительный вклад в энерговыделение работающего реактора.

Отрицательные эффекты:

1) Из-за накопления радиоактивности изотопа i54Eu и изотопов плутония может потребоваться увеличение времени выдержки ОЯТ в бассейне выдержки.

2) Использование европия снижает выгорание топлива, что приводит к увеличению расхода природного урана. Но при повторном использовании топлива этот эффект будет играть значительно меньшую роль.

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

1. Абдельгафар Галахом, А. Исследование возможности использования сплава европия и Пирекса в качестве сжигаемого поглотителя в PWR [Текст] I А. Абдельгафар Галахом // Анналы ядерной энергии. - Том 11G. - Декабрь 2G17. - С. 1127-1133.

2. Стогов, Ю.В. Перспективные технологии использования оксидного уран-гадолиниевого топлива в легководных реакторах [Текст] I Ю.В. Стогов [и др.] // Материалы XIV семинара по проблемам физики реакторов. - Москва : МИФИ, 2GG6. - С. 45-47.

3. Балистайри, Д. Исследование U02/Gd203 топливной смеси [Текст] I Д. Балистайри // МАГАTЭ-TecDoc-1036. - Вена (Австрия). - 1998. - С. 63-72.

4. Ермолин, В.С. О размещении гадолиния в центральном отверстии твэлов водо-водяных реакторов [Текст] I В.С. Ермолин, В.С. Окунев // Физико-технические проблемы ядерной энергетики. - Научная сессия МИФИ-2008. - С. 1G1-102.

5. Бергельсон, Б.Р. Глубина выгорания ядерного топлива ВВЭР с разными поглотителями [Текст] I Б.Р. Бергельсон [и др.] // Атомная энергия. - Т. 1G9. - Вып. 4. - Октябрь 2G1G. -С. 24G-245.

6. Выговский, С.Б. Физические и конструкционные особенности ядерных энергетических установок с ВВЭР [Текст] I С.Б. Выговский [и др.]. - Москва : НИЯУ МИФИ, 2G11. - 376 с.

7. Жахонг Ли, Дзюнъити Хори, Кен Накадзима, Тадафуми Сано, Самуол Ли Нейтронозахватной крест измерений раздел 151,153 ЕС через пару C6D6 детекторы [Текст]. - Стр. 1G46-1057. -Получено 14 октября 2G16, принято 23 мая 2G17, опубликовано онлайн: 17 июля 2G17. - URL: https:IIwww.tandfonline.com7doiIabsIi0.1080I00223131.2G17.1344575 (дата обращения: i0.ii.20i8).

8. Липаннен, Дж. SERPENT - код расчета выгорания физики реактора Монте-Карло с непрерывной энергией [Текст] I Дж. Липаннен // Центр технических исследований VTT Финляндии. - 18 июня 2G15.

9. Чедвик, М.Б. ENDFIB-VII.1 ядерные данные для науки и техники: сечения, ковариации, выходы продуктов деления и данные распада [Текст] I М.Б. Чедвик [и др.] // Листы данных. -112. - 2011. - С. 2887-299б. - 1G.1G16/Дж.НCР.2G11.11.GG2.

10. Уиллман, С. Применение гамма-спектроскопии отработавшего ядерного топлива для целей гарантий и инкапсуляции [Текст] / С. Уиллман. - Acta Universitatis Upsaliensis. Цифровые всеобъемлющие резюме диссертаций Уппсальского научно-технического факультета 212. Уппсала. - 200б. - 81 с. ISBN 91-554-бб37-0.

REFERENCES

[1] Abdelghafar Galahom A. Issledovanie vozmozhnosti ispol'zovaniya splava evropiya i Pireksa v kachestve szhigaemogo poglotitelya v PWR [Study of Possibility of Europium and Pyrex Alloy Using as Burnable Absorber in PWR]. Annaly' yadernoj e'nergii [Annals of Nuclear Energy]. Volume 110. December 2017. P. 1127-1133 (in Russian).

[2] Stogov Yu.V., Belousov N.I. Savander V.I. et al. Perspektivny'e texnologii ispol'zovaniya oksidnogo uran-gadolinievogo topliva v legkovodny'x reaktorax [Promising Technologies for the Use of Uranium-Gadolinium Oxide Fuel in Light-Water Reactors]. Materialy' XIV seminara po problemam fiziki reaktorov [Proceedings of the XIV Seminar on Reactor Physics]. Moscow:

MEPhl. 2006. P. 45-47 (in Russian).

[3] Balestieri D. Issledovanie UO2/Gd2O3 toplivnoj smesi. IAEA-TECDOC-1036. Vienna (Austria). 1998. P. 63-72.

[4] Ermolin V.S., Okunev V.S. O razmeshhenii gadoliniya v central nom otverstii tve lov vodo-vodyanyx reaktorov [Placement of Gadolinium in the Central Opening of Water-Water Reactor Fuel Rods]. Fiziko-texnicheskie problemy' yadernoj e'nergeti [Physical and Technical Problems of Nuclear Power Engineering]. Nauchnaya sessiya MIFI [Scientific Session of MEPhI]. 2008. P. 101102 (in Russian).

[5] Bergelson B., Belonog V., Gerasimov A. et al. Glubina vy'goraniya yadernogo topliva VVER s razny'mi poglotitelyami [Depth of Burn-Up of WWER Nuclear Fuel with Different Absorbers]. Atomnaya e'nergiya [Atomic Energy]. V. 109 Vol. 4 October 2010. P. 240-245 (in Russian).

[6] Vygovskii S.B., Ryabov N.Oh, Semenov A.A. et al. Fizicheskie i konstrukcionny'e osobennosti yadernyx e'nergeticheskix ustanovok s VVE'R [Physical and Structural Features of Nuclear Power Plants with WWER]. Moskva. NIYaU MIFI [Moscow. National Research Nuclear University «MEPhI»]. 2011. 376 p. (in Russian).

[7] 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.

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

[9] 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. 28872996, 10.1016/j.nds.2011.11.002.

[10] Willman, C. 2006. Applications of Gamma Ray Spectroscopy of Spent Nuclear Fuel for Safeguards and Encapsulation. Acta Universitatis Upsaliensis. Digital Comprehensive Summaries of Uppsala Dissertations from the Faculty of Science and Technology 212. 81 p. Uppsala. ISBN 91-554-6637-0.

Assess of Possibility of Eu2O3Using as Burnable Absorber in WWER-1200 Reactor M.A. Abu Sondos1, V.M. Demin2, V.I. Savander3

Institute of Nuclear Physics and Technology (INP&T), National Research Nuclear University «MEPhI»,

Kashirskoye shosse, 31, Moscow, Russia 115409 'ORCID ID: 0000-0003-3954-151X WosResearher ID: E-2735-2019 e-mail: [email protected] 2ORCID ID: 0000-0003-3894-9396 Wos Researher ID: E-2750-2019 e-mail: [email protected] 3 ORCID ID: 0000-0001-9309-5616 Wos Researher ID: E-2743-2019 e-mail: [email protected]

Abstract - The paper deals with the problem of using burnable absorbers (BAs) in WWER reactors to reduce the volume of liquid regulation of excess fuel burnup reactivity. It considers natural europium in the form of Eu2O3, placed in an integrated form with uranium fuel in fuel rods. The analysis of nuclear and radiation safety in the use of such fuel in VVER-1200 reactors is carried out.

Keywords: TVEG, SERPENT, FA, WWER-1200, burnable absorbers, Eu2O3, Gd2O3, gamma radiation source spectrum.