Экспериментальное определение параметров воспроизводства ядерного топлива в реакторах на быстрых нейтронах, страница 4

Существуют разработанные достаточно точные расчетные методы, с помощью которых можно найти уточненное значение КВ_р^экс и ее погрешность на основе измеренной КВ_м^экс ± Δ КВ^экс и рассчитанных величин КВ_р^расч и КВ_м^расч с учетом погрешностей расчета (см., например, [14]). Итак, для уточнения параметров воспроизводства проектируемого реактора достаточно измерить эти параметры на модели реактора. Рассмотрим методическую сторону таких измерений, при этом для упрощения примем во внимание только один топливный нуклид ²³⁹Pu.

Как следует из приведенного соотношения (11.7), для определения КВ реактора, состоящего из ²³⁸U и ²³⁹Pu, необходимо измерить пространственное распределение радиационных захватов нейтронов ядрами ²³⁸U во всем реакторе (в активной зоне и экранах) и скорости поглощения нейтронов ядрами ²³⁹Pu. Для получения КВ можно измерить относительные пространственные распределения скоростей реакций захвата в уране N_с⁸² (r) и скорости деления плутония N_ƒ⁴⁹ (r) и отношения сечений σ²⁸_c / σ⁴⁹_ƒ в какой-либо точке критической сборки (например, в центре при r = 0). Тогда соотношение (11.7) примет следующий вид:

                                     (11.14)

где N_с⁸²(0), N_ƒ ⁴⁹(0) – соответствующие скорости реакций в выбранной точке критической сборки (r = 0).

Для определения ИКВ для реактора того же состава, т.е. ²³⁸U + ²³⁹Pu, необходимо еще измерить пространственное распределение деление ядер ²³⁸U и отношение сечений σ_c²⁸ / σ_ƒ⁴⁹, например, в центре реактора. С учетом сказанного для ИКВ получаем следующее соотношение (11.5):

                                                                                                                        (11.14а)

Измерения пространственных распределений захвата N_с²⁸ и деления N_ƒ ⁴⁹ и отношений сечений может быть осуществлено одним из методов, обсуждавшихся в гл.5.

Однако на критических сборках сложно непосредственно измерить скорости захвата нейтронов в ²³⁹Pu или в ²³⁵U и отношения сечений α⁴⁹ = σ_c⁴⁹ / σ_ƒ⁴⁹ или α²⁵ = σ_c²⁶ / σ_ƒ²⁵. Это связано с тем, что образующиеся в результате захвата нейтронов ядра ²⁴⁰Pu или ²³⁶U имеют большие периоды полураспада и γ-излучение или α-частицы при распаде этих ядер имеют очень низкую удельную активность. Например, удельная активность образца ²³⁹Pu, обусловленная распадом ядер ²⁴⁰Pu, приблизительно в 10⁶ раз ниже, чем удельная активность образца ²³⁸U, обусловленная распадом ядер ²³⁹Np. Количество накопленных ядер ²⁴⁰Pu может быть определено масс-спектрометрическим способом (см.гл.5). Однако на критических сборках необходимы образцы ²³⁹Pu и исключительно малым содержанием ²⁴⁰Pu (10 ^–7 %).

В [90] сообщалось об измерении количества накопленных ядер ²⁴⁰Pu в образце ²³⁹Pu после облучения на критической сборке. Однако полученные при этом погрешности оказались сравнимыми с другими, косвенными методами измерения, которые гораздо оперативнее и дешевле.

Рассмотрим один из косвенных способов измерения отношения σ_c⁴⁹ / σ_ƒ⁴⁹ или α⁴⁹. Этот способ применительно к быстрым критическим сборкам был предложен Бретчером и Редманом, и одна из его модификаций описана в [35]. Суть этого способа заключается в измерениях реактивности образца делящегося материала, для которого определяется α, скорости делений в этом образце, а также реактивности и скорости захватов в образце-поглотителе, сечение захвата которого должно быть хорошо известным.

Реактивность образца делящегося материала, нормированную на одно ядро с точностью до постоянного множителя, пренебрегая эффектами рассеяния, можно записать в виде

           ρ = {‹ν σ_ƒ φ› ‹χ φ⁺› – ‹φ⁺ σ_с φ› – ‹φ⁺ σ_ƒ φ› } /ЦНД.                                          (11.15)

В тех же предложениях реактивность для образца поглотителя имеет вид

                                         ρ_п = - ‹φ⁺ σ_с^п φ› /ЦНД.                                                         (11.16)

Скорости деления N _ƒ и захватов в поглотителе N_с^п, нормированные на одно ядро и одинаковую мощность, можно записать в виде