Экспериментальное определение параметров воспроизводства ядерного топлива в реакторах на быстрых нейтронах, страница 7

Т а б л и ц а 11.1. Измеренные отношения различных чисел процессов и коэффициент воспроизводства для модели реактора на быстрых нейтронах

Величина	Измеренное сечение
С 28 / F 49 1 + С 49 / F 49 С 40 / F 40 1 + С 41 / F 41 КВ	1,562 ± 0,019 1,298 ± 0,049 1,089 ± 0,073 1,170 ± 0,087 1,172 ± 0,045

Измерения КВ на модельных критических сборках не всегда выполняют в полном масштабе. Иногда вполне достаточно измерить так называемые локальные КВ. Например, находят локальные КВ в нескольких точках активной зоны. В этом случае измерения скоростей захватов и деления проводят по вертикальной оси в центре реактора, зонах малого и большого обогащения. Полученные значения сопоставляют с расчетными и на основе наблюдаемых различий делают заключение о значении КВ для проектируемого реактора, используя какой-либо алгоритм «переноса».

Отметим, что при уточнении параметров воспроизводства проектируемого реактора на основе экспериментов, проведенных на модели этого реактора, можно и не ставить вопрос о том, какие причины приводят к наблюдаемым различиям между измеренными и рассчитанными значениями.

В тех случаях, когда ставится вопрос об уточнении групповых константах, используемых для расчета реакторов, на основе экспериментов, проводимых на критических сборках, выдвигаются вполне определенные требования к этим экспериментам (см. [35, 27]). Одно из основных – это требование адекватности измеренных и рассчитанных значений величин. Это значит, что эксперименты должны проводиться в таких условиях, которые могут быть по возможности точно воспроизведены в расчетных программах. Тогда наблюдаемые различия могут быть отнесены к погрешностям в ядерных данных.

Для проведения такого типа опытов достаточно широко используются критические сборки, в которых имеются вставки объемов 100 – 200 л, с минимальным набором нуклидов и с k_∞ = 1 [84]. Такие системы адекватно описываются в сравнительно простых расчетных программах. Экспериментальные данные, полученные на критических сборках с такими вставками, широко используются для проверки и корректировки ядерных данных. Во вставках с k_∞ = 1 можно измерить баланс нейтронов, что в свою очередь позволяет получить такую величину, как КВ для бесконечно протяженной однородной среды.

Рассмотрим это на примере критической сборки со вставкой из двуокиси обедненного урана и плутония с содержанием плутония ~ 7%, что обеспечивает k_∞ ≈ 1. Известно, что для бесконечно протяженной среды, имеющей коэффициент размножения k_∞, баланс нейтронов можно записать в следующем виде:

                                                                                        (11.22)

где σ_аⁱ и σ_ƒⁱ – сечения поглощения и деления i-го нуклида, усредненные по данному спектру нейтронов.

Для конкретно рассматриваемого случая

                                                (11.23)

или, разделив (11.23) на σ_ƒ⁴⁹ γ⁴⁹, окончательно имеем

   (11.24)

где сечения ∑_а^с, σ_а^с и концентрации ядер γ^с относятся к конструкционным материалам (сталь).

В приведенном соотношении могут быть измерены основные отношения скоростей реакций, кроме σ_с⁴⁹ / σ_ƒ⁴⁹, т.е. α⁴⁹, которое определяют из измеренных с использованием расчетных величин ν ⁴⁹, ν ²⁸, ν ²⁵, а также ∑_с²⁵/∑_ƒ⁴⁹. Величины ν известны с хорошей точностью, а вклад двух последних отношений мал, что связано с относительно низкой концентрацией ядер ²³⁵U и со сравнительно малым сечением поглощения ядрами конструкционных материалов. Так, для рассматриваемого примера отношения ∑_с²⁵ / ∑_ƒ⁴⁹ ≈ 0,015, а ∑_а^с / ∑_ƒ⁴⁹ ≈ 0,05. Погрешность при расчете σ_с²⁵/ σ_ƒ⁴⁹ не превышает 10% и, следовательно, неопределенностью в расчетной величине ∑_с²⁵ / ∑_ƒ⁴⁹ можно пренебречь. Хуже обстоит дело с сечениями поглощения нейтронов в конструкционных материалах, где погрешность отношения сечений σ_а^с / σ_ƒ⁴⁹ может достигать ~ 20%. Поэтому погрешность в расчетном отношении ∑_а^с / ∑_ƒ⁴⁹ составляет примерно 0,01.