При измерениях α описанным выше способом в качестве поглощающего образца используют либо золото, либо обогащенный литий (6Li). С одной стороны, это связано с хорошо известными сечениями поглощения нейтронов этими материалами, с другой, - с возможностью измерения скоростей реакций поглощения нейтронов в этих материалах. В первом случае измеряют наведенную активность, во втором в критическую сборку помещают полупроводниковый детектор с тонким слоем 6Li*. В жестких нейтронных спектрах предпочтение отдают измерениям с образцами из обогащенного лития. Это связано с тем, что в формулах (11.15) и (11.20) введены коэффициенты реактивности поглотителя, обусловленные только процессами поглощения нейтронов образцом. На самом деле определенный вклад в реактивность вносят эффекты рассеяния нейтронов ядрами образца и эффекты, связанные с изменением градиента потока нейтронов при помещении образца в реактор. Эти эффекты определяются расчетным путем и вычитаются из измеренного эффекта реактивности. Для образца из обогащенного 6Li эти поправки не превышают обычно нескольких процентов. Для образца из золота в случае спектра нейтронов, характерного для реактора на быстрых нейтронах необходимой мощности (~ 100МВт), эти поправки значительны и на границе активной зоны могут достигать 20%.
На критических сборках, моделирующих реакторы на быстрых нейтронах, обычно имеет место, явно выраженное гетерогенное расположение материалов. Типичный пример такого расположения материалов показан на рис.11.1.
|
|
|
|
Рис.11.1. Расположение блочков материалов в ячейке быстрой критической сборки:
1 – металлический естественный уран; 2 – металлический уран 90%-ного обогащения. Отношения сечений σƒ28 / σƒ25 измерены в зазорах между
блочками материалов с помощью активной методики.
В то же время реактор имеет практически гомогенное (по сравнению с критической сборкой) расположение материалов. В связи с этим отношения средних сечений могут испытывать весьма заметные колебания в пределах одной ячейки критической сборки. На рис.11.1 показана зависимость отношения сечения σƒ28 / σƒ25 от места измерения в ячейке. Наблюдаемые эффекты связаны, во первых, с тем, что спектры нейтронов имеют различную форму в зависимости от координаты. Во-вторых, отношения средних сечений могут измеряться из-за различной резонансной блокировки сечений. Поэтому если гетерогенные эффекты велики, то необходимо измерить детально пространственное распределение различных процессов в пределах ячейки. Это позволяет получить среднее по ячейке отношение средних сечений или количество взаимодействий того или иного типа. Естественно, что и в расчетах должны быть получены аналогичные средние величины для сравнения с измеренными. Только при условии, что расчеты адекватно описывают и модель реактора, и сам реактор, можно использовать соотношения типа (11.11) и (11.13). Поясним это условие на примере. Пусть расчет реактора осуществляют по двумерной многогрупповой программе, рассматривая различные зоны реактора как гомогенные смеси материалов. Эта же расчетная программа при анализе модели реактора (с гетерогенным расположением материалов) содержит погрешности, поскольку не учитывает гетерогенную структуру ячеек. Появляется необходимость либо использовать более сложные программы, либо вводить с известными приближениями расчетные поправки на гетерогенность ячейки. Обычно используют второй подход [27] и достигают адекватного описания реактора и его модели при использовании одной и той же расчетной программы и одних и тех же ядерных данных.
Типичный пример измерения КВ на модели энергетического реактора на быстрых нейтронах электрической мощностью 300 МВт описан в [82]. Применялся описанный выше метод измерения величин (1 + α) с 6Li в качестве поглотителя. Использовалось также измерение ценности 252Cf-источника нейтронов с известной активностью для уточнения расчетного значения νэф в (11.20). В данной работе измерялись пространственные распределения скоростей захвата нейтронов ядрами 238U, скоростей деления ядер 239Pu, 241Pu, 240Pu, 235U, а также отношения сечений захвата к сечению деления для 239Pu, 240Pu, 241Pu и 235U. По полученным распределениям и отношениям соответствующих средних сечений вычислялся КВ. В табл. 11.1 приведены усредненные по реактору измеренные отношения чисел процессов, а также КВ и указаны погрешности данного опыта.
Уважаемый посетитель!
Чтобы распечатать файл, скачайте его (в формате Word).
Ссылка на скачивание - внизу страницы.
