Экспериментальное определение параметров воспроизводства ядерного топлива в реакторах на быстрых нейтронах, страница 11

Т а б л и ц а 11.4. Экспериментальные и расчетные величины параметров воспроизводства реактора «Феникс»

Параметр	Эксперимент	Расчет	(Э – Р) / Р, %
ИКВ (АЗ) ИКВ (Э) ИКВ	– 0,42 + 0,565 + 0,145	–  0,41 + 0,54 + 0,13	2 ± 1 5 ± 1 12 ± 3

В [86, 95] также сообщалось, что данные об ИКВ, получены при переработке топлива на заводе, согласуются с данными исследовательских лабораторий.

Согласие между измеренным и рассчитанным ИКВ в пределах 0,015 можно считать вполне удовлетворительным. Во-первых, подтверждается пригодность используемой системы констант и методов расчета пространственного и временного распределения тяжелых нуклидов в активной зоне и зоне воспроизводства. Во-вторых, опытным путем на действующем энергетическом реакторе показано, что ИКВ > 0, т.е. доказано, что реактор «Феникс» является реактором – раз множителем, причем различие между экспериментальными и расчетными данными таковы, что этот вывод не вызывает никаких сомнений.

На реакторе «Феникс» проводились облучения «чистых» нуклидов, с тем чтобы получить средние сечения захвата для основных тяжелых нуклидов и наиболее существенных осколков деления. В специальном устройстве, которое размещалось внутри ТВС, вместо одного твэла находились 40 образцов, масса которых колебалась от 5 до 20 мг. Облучались тяжелые нуклиды ²³⁵U, ²³⁸U, ²³⁸Pu, ²³⁹Pu, ²⁴⁰Pu, ²⁴¹Pu, ²⁴²Pu и ²⁴¹Am, а также следующие нуклиды-продукты деления: ⁵Мо, ⁹⁷Мо, ¹⁰¹Ru, ¹⁰⁵Pd, ¹³³Cs, ¹⁴⁵Nd, ¹⁴⁹Sm. В качестве эталонных образцов использовались образцы естественного лития и бора. После облучения в реакторе образцы анализировались в основном методами масс спектрометрии, а в ряде случаев – методами α- и γ-спектрометрии. Измеренные средние сечения сопоставлялись с расчетными, и по наблюдаемым различиям проводилась корректировка групповых констант.

Такого типа эксперименты проводились на многих опытных реакторах, на быстрых нейтронах (БОР-60 в СССР, EBR-II в США, «Рапсодия» во Франции). Так, на экспериментальном энергетическом реакторе БОР-60 измерялись параметры конверсии для существующего на этом реакторе спектра нейтронов [20]. Для этого в ТВС вставлялась специальная ампула с образцами «чистых» нуклидов (²³⁵U, ²³⁸U и ²³⁹Pu). Масс спектрометрических анализ образцов позволил получить отношения количеств ядер ²³⁶U и ²³⁵U, ²⁴⁰Pu, ²³⁹Pu и ²³⁸U. Эт отношения были определены с погрешностями ~ 1,3%. Накопление осколков деления определялось как масс спектрометрическим методом (погрешность ± 2,8%), так и с помощью γ-спектрометрии (± 5%). Эти данные вместе с отношениями сечений σ_с²⁸/ σ_ƒ²⁵, σ_ƒ²⁸ / σ_ƒ²⁵,σ_ƒ⁴⁹ / σ_ƒ²⁵, которые были измерены активационными методами с погрешностью 1,5 – 3%, позволили определить локальные коэффициенты конверсии КК_j. Отметим также, что из анализа облученных образцов удалось получить α²⁵ и α⁴⁹  погрешностями 3 и 3,5% соответственно.

Приведенные примеры изучения параметров воспроизводства и конверсии на энергетических и опытных реакторах показывают, что при анализе облученного топлива либо анализе облученных «чистых» изотопов могут быть получены весьма высокие точности параметров воспроизводства.