Экспериментальное определение параметров воспроизводства ядерного топлива в реакторах на быстрых нейтронах, страница 10

Наконец, в энергетических реакторах устанавливают специальные ампулы, в которых размещают образцы «чистых» нуклидов. В результате анализа их состава после облучения можно получить характеристики важнейших процессов, протекающих в реакторе.

Наиболее полно в периодической печати и на международных конференциях освещены исследования параметров воспроизводства на французском реакторе «Феникс» [86, 95], где были осуществлены все перечисленные выше подходы. Основное внимание уделено определению ИКВ по анализу образцов облученных материалов из различных зон реактора. Считалось, что с учетом детальных измерений пространственных распределений важнейших скоростей реакций (деления основных нуклидов, захваты в ²³⁸U) и привлечения расчетных данных достаточно проанализировать центральные твэлы из семи ТВС, простоявших разное время в реакторе (глубина выгорания от 1 до 7%) в различных областях активной зоны. Кроме того, были исследованы образцы топлива из верхнего и нижнего торцевых экранов и из каждого из двух рядов бокового экрана. В общей сложности были проанализированы твэлы из семи сборок, причем из-за большой радиальной неравномерности из сборок бокового экрана анализировались не только центральный, но и шесть периферийных твэлов.

Программа исследования выбранных твэлов состояла из измерения относительного распределения числа делений по высоте с использованием гамма спектрометрии. Затем из твэлов были взяты пробы (твэлы разрушались). По этим пробам определялись изотопный состав урана и плутония, отношения количества плутония и осколков деления к количеству урана. Такой информации вполне достаточно, чтобы найти избыточный КВ, используя его определение (11.3) и зная изотопный со став загруженного топлива и соотношение между количеством урана и плутония до облучения. Если обозначить а_jⁱ (0) относительное количество ядер i-го нуклида в j-й области реактора, нормируя количество ядер i-го нуклида n_jⁱ (0) на количество ядер ²³⁸U, т.е а_jⁱ (0) = n_jⁱ (0)/ n_j²⁸ (0), и аналогично а_jⁱ (t) = n_jⁱ (t)/ n_j²⁸(t) – относительное количество ядер i-го нуклида после облучения в j-й области реактора, то можно записать локальный ИКВ в виде

         ИКВ_j = γ_i [а_jⁱ (t) – а_jⁱ (0) / n_j²⁸ (0) / n_j²⁸(t)] / [F_j /  n_j²⁸(t)],         (11.30)

И ИКВ для реактора будет иметь вид

           ИКВ = [ИКВ_j F_j /  n_j²⁸(t)] / F_j /  n_j²⁸(t),                            (11.31)

где суммирование ведется по всем областям реактора. Поскольку в описываемых опытах локальные значения ИКВ_j определялись лишь в отдельных малых объемах реактора, необходимо было для нахождения ИКВ построить интерполяционную схему, в которой использовались как измеренные пространственные распределения чисел процессов в реакторе, так и расчетные распределения чисел процессов и величин ИКВ_j.

При анализе образцов изучались спектры масс урана, плутония, ниодима, америция и кюри. Чтобы найти относительные количества различных нуклидов, использовалась методика двойного изотопного разбавления, с помощью которой были найдены следующие отношения нуклидов: ²³⁹Pu и ²³⁸U, ¹⁴⁸Nd и ²³⁸U. С помощью методики изотопного разбавления было найдено отношение нуклидов ²⁴¹Am и ²³⁹ Pu. С помощью α- и γ-спектрометрии определены отношения ²⁴⁴Cm и ²³⁹ Pu, ²³⁷Np и ²³⁸U. Важные для определения параметров воспроизводства отношения количеств ²³⁹Pu и ²³⁸U, ¹⁴⁸Nd и ²³⁸U найдены с относительными погрешностями 1% и 1,5% (2σ) соответственно, что позволило определить избыточный коэффициент для активной зоны ИКВ (АЗ) и для экранов ИКВ (Э) с относительными среднеквадратическими погрешностями 1%. В табл. 11.4 приведены измеренные и рассчитанные ИКВ (АЗ) и ИКВ (Э) для реактора «Феникс». В этой же таблице в последней колонке даны относительные смещения между экспериментом и расчетом и экспериментальная погрешность. Измеренный ИКВ на 12% больше расчетного при погрешности ± 3%. В опытах французских специалистов абсолютная погрешность в величине ИКВ составила ± 0,005, т.е. приблизительно в 2 –3 раза меньше требуемого (см. § 11.1) и в 5 – 15 раз меньше погрешности, которую достигают на критических сборках (ср. стабл.11.3).