Экспериментальное определение параметров воспроизводства ядерного топлива в реакторах на быстрых нейтронах, страница 3

Параметры воспроизводства могут быть уточнены за счет непосредственного измерения КВ или КК на критических сборках, моделирующих проектируемый реактор. Естественно, что при таком подходе измеренные величины КВ (КК) будут отличаться от тех, которые будут в реальном реакторе, поскольку на критических сборках реактор может быть смоделирован лишь приближенно, кроме того, в таком опыте может быть получено лишь значение параметра воспроизводства для данного (моделируемого) состояния активной зоны.

Наконец, имеется возможность уточнить параметры проектируемого реактора за счет измерения интегральных характеристик на критических сборках, в том числе и на критических сборках, моделирующих энергетические реакторы, путем использования наблюдаемых различий между измеренными и рассчитанными параметрами в каком-либо алгоритме, корректирующего либо ядерные данные, либо и ядерные данные, и методы расчета.

В экспериментальной реакторной физике реализуются все перечисленные подходы уточнения параметров воспроизводства. Ниже более подробно описаны эти методы с присущими им достоинствами, недостатками и погрешностями.

Достаточно полно различные аспекты воспроизводства ядерного топлива в реакторах на быстрых нейтронах представлены в обстоятельном обзоре [92].

§ 11.2. ИЗМЕРЕНИЕ ПАРАМЕТРОВ ВОСПРОИЗВОДСТВА

НА КРИТИЧЕСКИХ СБОРКАХ

Непосредственное измерение КВ для проектируемого реактора может быть выполнено на его модели, смонтированной на критическом стенде. Как уже отмечалось, определенный в таком эксперименте ИКВ отличаются от того, который будет в реальном реакторе. Это связано со следующими причинами. Обычно критические сборки имеют более гетерогенную структуру расположения материалов по сравнению с реальной установкой. Поэтому модель имеет другую критическую массу, даже если строго выдержаны средние по зонам концентрации материалов. В модели практически невозможно точно учесть влияние осколков деления. Наконец, обычно в модели весьма приближенно удается представить систему компенсирующих стержней. Однако эти отличия в КВ для модели и реактора могут быть несущественными, если использовать хороший алгоритм «переноса» измеренных величин на модели реактора к реальной ситуации.

Например, для реального проектируемого реактора и его приближенной модели можно рассчитать КВ_р^расч и КВ_м^расч. Если отличие между расчетными коэффициентами воспроизводства для реактора (КВ_р^расч) и его модели (КВ_м^расч) невелико, то можно воспользоваться следующим достаточно очевидным соотношением для оценки экспериментального коэффициента воспроизводства для реактора (КВ_р^экс) через измеренный на модели КВ_м^экс и расчетные КВ_р^расч и КВ_м^расч:

                                      КВ_р^эксп ≈ КВ_р^расч КВ_м^экс / КВ_м^расч.                                         (11.11)

Приведенное приближенное выражение тем тонее, чем ближе в единице отношение КВ_м^расч / КВ_р^расч. Действительно, пусть существует две группы переменных, описывающих соответственно геометрию и состав реактора и сечения взаимодействия нейтронов с ядрами. Тогда можно формально, подчеркивая малые различия между расчетными и экспериментальными значениями КВ для реактора и его модели, записать

                                                                                                                                                (11.12)

Проведя несложные преобразования и пренебрегая малыми по сравнению с единицей членами, получаем

                                    (11.13)

Оказывается, что ранее записанное исходя из общих соображений соотношение (11.11) является достаточно точным, поскольку в правой части уравнения (11.13) имеем второе слагаемое, заведомо меньшее единицы. Например, если КВ_р^экс / КВ_м^экс ≈ КВ_р^расч / КВ_м^расч = 1,2, то это слагаемое примерно равно 0,04.