автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Доплеровский эффект реактивности образцов реакторных материалов в экспериментах на критических сборках

На врмы рукояися УДК:621.в39.516Л

ТАМБОВЦЕВ Сергей Дмитриевич

ДОПЛЕРОВСКИЙ ЭФФЕКТ РЕАКТИВНОСТИ ОБРАЗЦОВ РЕАКТОРНЫХ МАТЕРИАЛОВ В ЭКСПЕРИМЕНТАХ НА КРИТИЧЕСКИХ СБОРКАХ

Специальность 05.14.03. Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию я вывод из эксплуатация

Автореферат Диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

0бнинск-2004

Диссертация выполнена в Государственном научном центре Российской Федерации -Физико-энергетическом институте им. А.И. Лейпунского (ГНЦ РФ-ФЭИ)

Научный руководитель:

Доктор фиэ.-мат. наук, профессор Дулши Виктор Алексеевич

Официальные оппоненты:

Доктор фнз.-мат. наук, профессор

Казанский Юрий Алексеевич (Обнинский Государственный Технический университет «томной энергетики)

Кандидат теш. наук

Матвеев Вичеслав Иванович (ГНЦ РФ - Физико-энергетический институт им. А. И. Лейпунского)

Ведущая организация:

РНЦ «Курчатовский институт», г. Москва

Защита состоится « »...............2004 г. В......часов на заседании диссертационного

совета Д201.003.01 при ГНЦ РФ - Физико-энергетическом институте по адресу: 249033, Калужская область, г. Обнинск, пл. Бондаревко, д. 1, Малый конференцзал.

С диссертацией можно ознакомиться в научно-технической библиотеке ФЭИ. Автореферат разослан « »................2004 г.

Ученый секретарь диссертационного совета, доктор техн. наук

Ю.А. ПРОХОРОВ

С?¥/с?£3

2005-4 13690

3

ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность проблемы

Основным источником данных по доплеровским приращениям нейтронных сечений являются микроскопические эксперименты и теоретические оценки. На сегодняшний день резонансные параметры сечений и доплеровские приращения сечений ряда реакторных материалов недостаточно надежны. Расчет доплеровского эффекта реакторов чувствителен также к внутригрупповой структуре спектра и стандартные методы группового приближения иногда дают большую погрешность.

Из-за общей природы погрешностей микроэкспериментов особое значение приобретают эксперименты на критических сборках. Доплеровский эффект при нагревании всей среды измерялся давно. На реакторе БР-1 в свое время изучали увеличение скорости захвата нейтронов гз,1Г при нагревании среды из двуокиси обедненного урана. При этом изучался полный доплеровский эффект: при нагревании скорость поглощения нейтронов в резонансах среды увеличивалась, но при этом спектр нейтронов становился более жестким, что приводило к уменьшению полного эффекта поглощения.

Для разделения этих составляющих применяют метод нагревания малых образцов. Можно оценивать доплер-эффект по активации материала, например, реакции (п,у) для 138и или (п,0 для "9Ри (по у-активности продуктов деления). Мы применяем метод измерения эффектов реактивности образцов с разной температурой, который позволяет проверить константную составляющую доплеровского эффекта реактивности, зависящую от сечений, факторов самоэкранирования и спектра нейтронов.

Погрешности расчетных значений доплер-эффекга в ЯЭУ связаны, с одной стороны, с неопределенностями в сечениях взаимодействия нейтронов с ядрами сырьевых и делящихся материалов (константная составляющая погрешности расчета), а с другой - с неизбежными приближениями в расчетных моделях активных зон реакторов (модельная составляющая погрешности). Уточнение ядерных данных позволило бы существенно уменьшить константную составляющую погрешности. Необходимо как можно точнее прогнозировать поведение реактора как в штатных, так и в аварийных ситуациях, уменьшать погрешности в предсказании доплеровского эффекта реактивности для улучшения технико-экономических показателей и условий ядерной безопасности ЯЭУ. Давно общепризнанным считается, что наиболее эффективным и сравнительно дешевым способом уточнения ядерных данных являются макроскопические эксперименты на критических сборках - моделях ЯЭУ, которые позволяют, в частности, из всего набора ядерных данных, полученных в разных лабораториях, выбрать версии данных, наилучшим образом описывающие целевые макроскопические эксперименты (интересующие проектантов данных ЯЭУ).

Целью данной работы является исследование доплеровского эффекта реактивности образцов в рамках экспериментального обоснования расчетов нейтронно-физических характеристик реакторов. Была поставлена задача исследования доплер-эффекта образцов реакторных материалов методом возмущения критичности сборок, моделирующих активные зоны ЯЭУ с разными спектрами нейтронов (задача изучения приращений эффектов реактивности при нагревании образцов). Сборка при этом оставалась холодной (комнатной температуры).

Эксперименты были выполнены на двух критических сборках стенда КоБРа, шести сборках стенда БФС-1 и трех сборках стенда БФС-2.

Научная новизна диссертации состоит в следующем: 1. Впервые в мире измерен доплеровский эффект энергетического плутония, полученного в реакторе ВВЭР и наиболее распространенного младшего ак1 ииида 237Ыр.

2. Впервые в России измерен реактивностным м доплеровский эффект 2Э8и, вольфрама и эрбия.

3. Предложен расчетный метод обобщенного коэффициента самоэкранирования образца (ОКСО), адекватно учитывающий основные особенности данных экспериментов: присутствие «горячего» образца в «холодной» активной зоне и влияние точности знания спектра нейтронов на результат расчета.

Практическая значимость работы:

1. Полученные экспериментальные данные имеют точность, позволяющую проверить константное обеспечение для расчетов доплер-эффекта в реакторах.

2. Экспериментально обнаружен отрицательный эффект для энергетического плутония с составом, характерным для отработанного ядерного топлива реакторов ВВЭР.

3. Показано, что соответствующие расчеты на основе библиотеки БНАБ-93 недооценивают величину этого отрицательного доплер-эффекта, в частности, для спектров нейтронов реакторов с топливом, не содержащим 23ч1

4. Существенно уменьшена экспериментальная погрешность доплер-эффекта 2Э'и (до 2-4-9%). Подтверждено, что существующее константное обеспечение позволяет вполне удовлетворительно предсказать доплеровский эффект реактивности 23*и.

На защиту выносятся:

1. Результаты измерений доплеровского эффекта реактивности сырьевых и делящихся материалов на критических сборках с урановым и плутониевым (металлическим и диоксидным) топливом, натриевым и водородсодержащим теплоносителем

2. Разработка метода расчета доплер-эффекта и анализа результатов эксперимента.

3. Результаты анализа экспериментальных данных.

Апообаиия работы. Основные материалы диссертации опубликованы в 4 работах : статьях в журналах ВАНТ [I], Атомная энергия [2], докладывались на международных конференциях во Франции [3] и Нидерландах [4].

Объем диссертации. Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения (на 131 стр., содержит 36 рисунков, 60 таблиц), приложения на 9 стр. (с 1 таблицей) и списка литературы из 62 наименований на 5 страницах.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Глава 1 Разработка методики эксперимента

Нагреватель с образцом перемещается измерительным устройством (манипулятором) в центральном канале, колебания мощности критической сборки фиксируются с помощью комплекта измерительной аппаратуры, включающего в себя измерительные каналы с детекторами, преобразователи ток-частота, компьютер. Детекторы расположены вокруг активной зоны критической сборки. Информация с детекторов поступает в виде импульсов тока, пропорциональных мощности сборки, реактивность находится с помощью цифрового реактиметра, реализующего метод ОРУК (обращенное решение уравнения кинетики) в режиме реального времени. Погрешность измерения реактивности образца зависит от особенностей конкретной сборки, аппаратуры, условий измерения и т. д.. Основная погрешносгь связана с измерительной системой: со статистической погрешностью сигнала детектора, токовыми и импульсными усилителями-преобразователями сигналов. Используется точечная модель кинетики реактора (считается, что показания детекторов пропорциональны мощности сборки). В данном случае это оправдано, так как возмущения реактивности критической сборки невелики.

При изучении доплеровского эффекта мы акцентируем внимание на разности эффектов реактивности горячего и холодного образца р10р - рхо». Обычно эта разность нормируется либо на рхоп, либо на эффект реактивности образца урана 90%-ного обо1ащЙ)й)Г-'Систематические ошибки измерений реактивности при этом практически

'*> «Г

сокращаются. Таким образом, при выполнении измерений и анализе результатов важно получить малую статистическую погрешность эксперимента и правильно оценить зависимость доплеровского эффекта от размера образца.

Что можно сказать о размерах, форме и других свойствах необходимых для измерений образцов? Образцы должны быть достаточно большие для того, чтобы дать ощутимый эффект реактивности (чем больше эффект, тем меньше относительная погрешность), однако не должны заметно искажать спектр сборки. Доплеровский эффект реактивности сильно зависит от размеров образца в диапазоне 100 барн < //ЛУя<°с, кот да происходит перестройка резонансной структуры спектра. Особенно резка эта зависимое 1ь, когда исследуемый материал отсутствует в активной зоне сборки. По мере увеличения размера образец формирует «свою» резонансную структуру спектра нейтронов и только поверхность образца продолжает, в основном, взаимодействовать с нейтронами, испытывающими предыдущие столкновения в активной зоне сборки. При дальнейшем увеличении размера образца доплеровский эффект слабо меняется, так как резонансная структура спектра уже перестроилась. Исходя из этого, было принято решение изготовить образцы длиной 100-150 мм, диаметром 3-30 мм в тонкой герметичной оболочке с максимально-возможной плотностью исследуемого материала (рисуиок I).

Рисунок 1 - Слева направо: 3 плутониевых образца, состоящий из двух частей образец двуокиси обедненного урана, вид его с торца и наибольший из образцов двуокиси Ри-240.

В экспериментах исследовались образцы двуокиси плутония, содержащие -78 % м'Ри и -18 % 240Ри (Рц-78%, «средний»), -68 % 23,Ри и -20 % М0Ри (Ри-68%, «грязный»), -9 % 23,Ри и -89 % 240?и («Ри-240»),

Глава 2 Критические сборки и экспериментальная установка

Критические стенды БФС, как известно, предназначены для экспериментальных исследований полномасштабных моделей исследовательских и энергетических реакторов, сборок простого состава для проверки и уточнения ядерно-физических констант, моделей зашит, хранилищ и захоронений. Можно быстро собирать различные композиции, используя таблетки высокообогащенного урана, стали, углерода, алюминия, натрия, свинца и т д.. Охлаждаются сборки естественной конвекцией воздуха для урановой загрузки и принудительной воздушной циркуляцией для плутониевой загрузки. Проектируемая экспериментальная установка должна была удовлетворять ряду условий: температура сборки

при нагреве образца не должна превышать 80°С, напряжение на нагревательной спирали - не больше 12 В (для тою, чтобы обеспечить требуемую мощность, ток должен быть - десятки ампер) Нагреватель запигывается через однофазный трансформатор, реализуя принцип разделения цепей. Нагреватель и источник тока связаны через магнитное поле трансформатора, регулируя напряжение на первичной обмотке, поддерживается температура образца (600 ± 12)°С , то есть (24,9 ± 0,5) мВ по термопаре хромель-апюмель.

Схема эксперимента и эскиз экспериментального устройства представлены на рисунках 2-4 К нижнему концевику стальной или алюминиевой трубы экспериментального канала диаметром 50 мм присоединяется автономная воздуходувка. Теплоизоляция активной зоны от нагревателя осуществляется с помощью эффективной системы противотока: через активную зону сверху вниз воздух прокачивается штатной системой вентиляции, а снизу вверх внутри трубы - воздуходувкой. Конструкция нагревателя представлена на рисунке 2. Нагреватель перемещается манипулятором, он - небольшой (диаметр - 41 мм, длина - 194 мм), легкий, не содержит материалов с большими сечениями захвата нейтронов, выдерживает постоянные колебания температуры, обеспечивая при этом полную радиационную и электрическую безопасность, внутри канала центрируется дистанционирующими шипами.

Цель теплофизического расчета состоит в том, чтобы найти распределение температуры по длине и радиусу образца и исследовать теплопередачу от нагревателя к активной зоне. Сложный процесс теплопередачи, как принято, разбивается на три элементарных явления: теплопроводность, конвекцию и тепловое излучение. Применяется традиционный в таких случаях подход: основным считается процесс теплопроводности, общий вид решаемых уравнений не зависит от особенностей геометрии объекта. Конкретные особенности учитывают с помощью соответствующих поправок. Решение поставленной задачи сводится к решению задачи Неймана для уравнения Пуассона. На рисунке 3 представлено температурное поле нагревателя. Перепад температуры по радиусу образца ~ 2°С, по длине ~ 30°С.

Рядом с центральным каналом критсборки был установлен стержень в «разрезной» трубе: в чехле топливного стержня (ТС) имелась щель по образующей и в эту щель между блочками ТС помещены хромель-копелевые термопары для измерения распределения температуры по высоте активной зоны. Оказалось, что сильнее всего сборка нагревается в центре активной зоны и в середине верхнего торцевого экрана, то есть там, где нагреватель подолгу останавливается в ходе осцилляций, следовательно, повышенная температура обусловлена тепловым излучением Хотя в данном случае тепловое излучение составляет всего лишь около 10 % от полного теплового потока нагревателя, оно играет ключевую роль.

Было предложено поместить вокруг нагревателя дополнительный тепловой экран, единственное назначение которого состоит в том, чтобы ограничить тепловое излучение от нагревателя Тепловой экран представляет собой тонкостенную цилиндрическую трубку из нержавеющей стали (толщина стенки ~ 0,2 мм). Тепловой экран уменьшает тепловой поток за счет теплового излучения ~ в 5 раз, перераспределяя теплопередачу в пользу конвекции: экран внутри и снаружи дополнительно обдувается воздухом.

Однако, эффективность применения теплового экрана оказалась значительно выше, чем ожидалось. Без экрана существовал заметный градиент температуры в стальных или алюминиевых чехлах стержней, расположенных рядом с центральным каналом Тепловой экран существенно уменьшил градиент температуры в чехлах стержней, уменьшил температуру в центре активной зоны и в середине верхнего торцевого экрана. Температура же на участке между этими двумя точками возросла из-за большей конвекции. Таким образом, градиент температуры в стали (алюминии) существенно уменьшился, термическое сопротивление активной зоны сборки относительно нагревателя увеличилось.

А

Поток охлаждающего воздуха

Обозначения:

1 - экспериментальный канал (стальная или алюминиевая труба) 2 - электронагреватель 3- тонкий тепловой экран 4 - образец 5 - крепление к осцилятору Рисунок 2 - Конструкция нагревателя образцов

Рисунок 3 - Температурное попе нагревателя

Глава 3 Исследования доплеровского эффекта реактивности в критической сборке БФС-91

1 Процедура измерений.

Была поставлена задача экспериментального исследования доплер-эффекта на критстенде БФС-1 на моделях активных зон реакторов БН и ВВЭР с ЯОХ-топливом. При использовании ЯОХ-топлива особую важность приобретает величина доплеровского эффекта на плутонии. Связано это с отсутствием (или значительным уменьшением содержания) урана-238 - основного «поставщика» доплеровского эффекта в традиционном оксидном топливе.

Для сборки БФС-91-1, моделирующей БН с 1ЮХ-топливом характерны:

1. Слабое влияние гетерогенной структуры ячейки на распределение потока и ценности нейтронов.

2. Наличие Ыа, ЭЮг, А1.

3. Критическая масса - 450 кг 23511.

4. Сборка состоит из центральной вставки (121 стержень в стальных чехлах), запальной зоны (228 стержней в алюминии) и бокового экрана (738 стержней в стальных чехлах.

5. На границе драйвера и бокового экрана в зазорах находятся полиэтиленовые стержни (203 ПЭС в драйвере и 474 - в БЭ).

6. Композиция центральной вставки: в + 531Ю2(<1) + 183МО(А1203+Ыа+1Ю2(90%) +8Ю2+1Ю2(90%)+Ка) + 531Ю2(<1). Композиция драйвера: в + 531ГО2(<1) + 370(вЮ2 + 11(36%)) + 53и02(с1). в - стальная таблетка толщиной 1 см, и02(<1) - двуокись обедненного урана, О - ячейка драйвера.

В сборке БФС-91-2 центральная вставка состоит из 120 стержней в алюминиевых чехлах, в запальной зоне 119 стержней. В центральной вставке и запальной зоне находится 416 ПЭС (по два на одну внутреннюю трубу и по одной на граничную). Состав ЦВ: (8Ю2+и02(90%)+А12С>з+и02(90%)+8Ю2), боковой экран: 205 стержней в алюминиевых чехлах.

Процедура измерений: осцилляции с периодом 8 мин.. Исходное положение: холодный образец (нагреватель не включен) находится в середине верхнего торцевого отражателя (см рисунок 4) в течение 4 минут. Показания цифрового реактиметра обрабатываются начиная со второй минуты каждого полупериода. Текущее значение реактивности сборки определяется каждую секунду, находится среднее за 3 мин. и его стандартная среднеквадратичная погрешность Затем образец за ~15 сек. перемещается осциллятором на 4 мин. в центр активной зоны, измеряется реактивность за последние 3 мин.. Находится разность реактивностей сборки - собственно эффект реактивности холодного нагревателя с образцом (изменение критичности сборки из-за внесения нагревателя с образцом). Погрешность разности обычно составляет ~ 1 -2 миллицента после 4-5 таких осцилляции. С увеличением числа осцилляций обычно погрешность монотонно убывает. После окончания измерений нагреваем образец (в верхнем положении) на 600°С (за 60-70 мин.). Затем выполняем аналогичную процедуру измерений. Находим разность эффектов реактивности горячего и холодного образца Остужаем образец (также в верхнем положении, 80-90 мин.). В течение рабочего дня (за две смены) проводят обычно 3 цикла измерений. Затем - то же самое с пустым нагревателем. (Эксперименты с одним образцом занимают обычно одну рабочую неделю).

Помимо прочего, величина статистической погрешности зависит от случайных небольших изменений распределения топливных и конструкционных материалов в активной зоне сборки, а порядок измеряемого эффекта - десятитысячные и стотысячные доли р^. Петому в дополнение к техническим мерам, был реализован ряд организационных мер для юю, чтобы добиться максимальной точности измерений:

а) Внимание сосредоточили именно на разности реактивностей (гор.-хол.). Если сначала тщательно измерить реактивность холодного образца, а потом отдельно, например, на следующий день, столь же тщательно - горячего, то погрешность разности будет больше, чем если процедуру измерений организовать по-другому, измерять разность в

«квазиосцилляторном» режиме: короткий цикл с холодным образцом, затем нагреваем, короткий цикл с горячим, охлаждаем и т. д.. При такой процедуре измерений «горячие» реактивности р¡¡,р распределены между «холодными» р„л равномерно. Практика показала, что статистическая погрешность разности получается тогда в 1,5-2 раза меньше, б) Свели к минимуму механические воздействия на сборку: избе!али частичных переборок активной зоны, ремонтных работ. При замене образцов использовали специальный помост над верхним срезом 1руб. Избегали даже излишних перемещений органов СУЗ, особенно аварийной защиты.

Все эти меры дали положительный результат и позволили повысить точность измерений.

Таблица 1 - Резулыагы измерений для БФС-91-1 и БФС-91-2 в миллиценгах, 5 -относительная погрешность в %.

-Ч'|и ----- ----—--;--.. _ ----ТТ-?-—

240Ри Ри-68%, 20 г Ри-78%, 29г "'Ир, 38 г

305 г 46 г 3 стержня 3 стержня 6 стержней

БФС рХОН Др 5 Рхол Др 5 РхОИ Др § Рхол Др 5 Рхш| Др 8

91-1 -506 -101 5 80 -32 9 297 -15 13 507 -11 27 -1133 -49 8

91-2 -2312 -353 1 -1943 -229 2 -362 -92 2 238 -80 3 -5210 -421 12

2 Анализ результатов измерений

Анализ результатов проводили с помощью метода обобщенного коэффициента самоэкранирования образца (ОКСО) и программы Т\УСШАЫТ.

В методе ОКСО зависимость Дрц от толщины используемого образца строится следующим образом. В соответствии с теорией возмущений первого порядка при расчёте эффектов реактивности поток нейтронов берётся возмущённым, а ценность -невозмущённой. Величина возмущения потока зависит от размеров образца.

Резонансная структура среднего по изучаемому образцу потока нейтронов ц> может быть представлена (в соответствии с приближением Вигнера для вероятности нейтронам после взаимодействия с элементом Я вылететь за пределы образца) суммой двух составляющих. Одна из них - это поток нейтронов, испытавших последнее столкновение в окружающей образец среде. Резонансная структура его в соответствии с представлениями системы констант БНАБ определяется сечением разбавления изучаемого элемента Я. Другая - это нейтроны, последнее столкновение которых было с ядрами материала образца, имеющего среднюю хорду 1я=4У/$ и ядерную плотность М?.'

V \сг0'1Ук,и>1) 2 + г \ (1)

я я V

Здесь <р" - поток вдали от резонанса, сто и Ст| - сечения разбавления для изучаемого элемента Я (соответственно в критсборке и в образце; если образец - из двуокиси урана, то Ст1= 2ст( кислорода), а Вр - потенциальное сечение рассеяния элемента И, (Ущ - его полное сечение.

Если образец и окружающая его среда имеют разные температуры, то и соответствующие сечения элемента II в формуле, связанные с образцом и средой, также должны быть взяты при разных температурах. При таком подходе для резонансного поглощения удобно использовать представление об обобщённом групповом коэффициенте самоэкранирования реакции типа X элемента Я в образце с размерами ЛУв, помещённом в среду с сечением разбавления сток:

Re

где <рих„ и <р' мт

<7RcdJRc{(T 0,(7,

,T)<pL

(?)

где aj - относительные доли подгрупп, j - номер группы, к - номер подгруппы. При NkIr -» 0 коэффициент <У, переходит в традиционный фактор резонансного самоэкранирования Рх Например, величина составляющей захвата реактивности образца элемента R записывается в виде: 26

- средние по образцу групповые ценности и потоки. Применялась также программа TWODANT (Oak Ridge NL, 1995 г.) с использованием данных БНАБ-93 и программы подготовки констант CONSYST, 299-ти энергетических групп, с описанием анизотропии потока в Sg-приближении и анизотропии рассеяния - в Рг приближении.

Дополнительные измерения ряда других функционалов, чувствительных к точности расчета спектра нейтронов, позволили сделать следующие выводы:

1. Расчетный спектр сборки БФС-91-1 позволяет правильно предсказывать отношения средних сечений деления F(238U)/F(233U) и F(239Pu)/F(233U), отношение среднего сечения захвата золота и бора, отношение эффектов реактивности образцов естественного урана к U-88,6% (т.е. величину, зависящую, в основном, от отношения среднего сечения захвата 238U и сечения деления 23SU). Эти функционалы можно считать в какой-то мере реперными, поскольку сечения входящих в них элементов неплохо известны.

2. Расчетный спектр сборки БФС-91-2 не позволяет столь же правильно предсказать реперные функционалы.

Анализ был проведен для относительных величин, характеризующих доплеровский эффект реактивности образцов реакторных материалов: приращения эффектов реактивности нормировали на реактивность образца обогащенного урана (обогащение - 88,6%). Эта нормировка удобна, так как небольшой диаметр образца позволяет рассчитывать его реактивность с наименьшей погрешностью. Эта нормировка показательна, так как дает возможность оценить доплеровский эффект по отношению к эффекту реактивности топлива. Из таблицы видно, что в сборке БФС-91-1 для образца Ри02

"11лутоний-240" (89% ^Ри)

доплеровский эффект разумно предсказывается расчетами, а в критсборке БФС-91-2 расчеты дают величины, равные к 0,4 - 0,6 от эксперимента. Расхождение в значительной степени можно объяснить погрешностью расчета спектра в низкоэнергетической области и, частично, различием использованных моделей учета самопоглощения.

Для образца Ри02 «грязного» расхождение с расчетами составляет в обеих сборках ~ 2-3 раза. Возможно, для этого составного образца («трилистника») требуется точнее рассчитывать самопоглощение нейтронов, особенно для изотопа 23,Ри. На это указывает анализ зависимости доплер-эффекта от размера образца Nglg для отдельных изотопов.

Таблица 2 - Отношения приращений эффекта реактивности при нагревании образца на 600°

к эффекту реактивности холодного образца урана 89%-ного обогащения.

БФС-91-1

Образец (гор - хол)/ и 88,6% (центьАмоль) Расч.1 Экспер. (Т^ЮОАЫТ) Расч.1 Экспер. (ОКСО)

1Ю2 обедн. - 0,0224 ± 0,0013 1,09 ±0,06 0,92 ±0,05

Ри02 "грязный" - 0,051 ± 0,007 0,31 ±0,04 0,39 ±0,05

Ри02 "средний" -0,026 ±0,011 0,54 ±0,23 0,84 ± 0,36

Ри02 "Ри-240" -0,047 ±0,005 0,91 ±0,10 0,79 ±0,08

БФС-91-2

и02 обедн. -0,067 ±0,001 0,72 ±0,01 0,85 ±0,01

Ри02 "грязный" - 0,298 ± 0,005 0,48 ±0,01 0,41 ±0,01

Ри02 "средний" -0,157 ±0,004 0,70 ± 0,02 0,68 ±0,02

*Ри02 "Ри-240" - 0,41 ± 0,03 0,38 ± 0,03 0,47 ±0,03

Ри02 "Ри-240" -0,286 ±0,021 0,42 ±0,03 0,57 ±0,04

*- N ке к =0,004 1/барн Для образца Ри02 «среднего» с наибольшим содержанием 239Ри величина доплеровского приращения реактивности наименьшая среди образцов плутония. Она разумно предсказывается расчетами.

Вся отрицательная величина доплеровского приращения в РиОг не может быть связана с

240п

доплеровским приращением Ри, и, вероятно, для Ри доплеровское приращение тоже отрицательно и, возможно, оно больше, чем предсказывают использовавшиеся методы расчета.

Доплеровский эффект реактивности 237Кр изучали в критических сборках БФС-58,

Рисунок 5 - Результат расчёта зависимости доплеровского эффекта реактивности О для 237Ыр от размера образца в ядрах на барн (Ык1я* 10'24 1/см2) и результаты эксперимента в критической сборках БФС-58-Ы-1, БФС-91-1 и БФС-91-2

На рисунке 5 приведены величины доплеровских приращений реактивности образцов 237Нр, нормированные на эффект реактивности самого холодного образца Ир, в зависимости от его размеров. Расчеты выполнены по методу ОКСО.

Представленные на рисунке 5 графики подтверждают правильность предложенной расчетной модели: результаты экспериментов соответствуют характеру полученных расчетных зависимостей доплеровского эффекта реактивности от размера образца. Поэтому можно утверждать, что большие расхождения Р/Э (на десятки и сотни процентов) в таблице 2 не связаны с недостатками модели ОКСО, а имеют другие причины: погрешности расчетных величин доплеровских приращений факторов самоэкранирования

и и погрешность расчета потока нейтронов критсборки.

Результаты эксперимента для 237Ыр согласуются с расчётом практически в пределах погрешностей эксперимента, однако по!решности эти сравнительно велики в жёстких спектрах (БФС-69), типичных для реакторов на быстрых нейтронах - выжигателей младших актинидов.

Поскольку измерения доплеровского эффекта на 23811 выполняли ранее многие экспериментаторы, то и представленная здесь работа начиналась измерениями с образцами из двуокиси обедненного урана для отладки и тестирования экспериментальной методики и расчетных программ.

Глава 4 Исследования доплеровского эффекта реактивности в других критсборках

Эксперименты проводили в большом количестве критических сборок разного состава. К сожалению, в этих сборках не использовалась усовершенствованная процедура измерений (см. стр. 10), поэтому точность была хуже. Кроме того, некоторые из этих сборок имеют жесткий спектр нейтронов (меньше нейтронов в области резонансов исследуемых элементов).

В таблице 3 представлены краткие характеристики критических сборок, в которых проводились эксперименты по доплеровскому эффекту реактивности образцов реакторных материалов.

В таблице 4 приведены результаты измерений доплеровского эффекта реактивности и относительные погрешности. Представленные во втором и третьем столбцах результаты пробных измерений для 240РиО2 и 23^р02 позволили получить первые экспериментальные оценки доплер-эффекта на этих элементах.

Проведенные измерения с реперным образцом иОг позволяют сравнить результаты экспериментов в критической сборке БФС-91 с предыдущими. Как уже упоминалось ранее, на сборках КБР-14 и КБР-15 (спектр которых близок к спектру БФС-91-1) и сборке БФС-57 (с составом легководного реактора с обогащением ~ 7% по V), спектр которой близок к спектру БФС-91-2, были получены отношения доплеровских приращений этого же образца иОг к величине реактивности самого образца. В обеих сборках БФС-91-1 и БФС-91-2 относительные величины доплеровского эффекта для разных нормировок удовлетворительно предсказываются расчетами. Результат расчета ОКСО с нормировкой на реактивность одного моля 1Юг согласуется с результатами экспериментов в быстрых критических сборках КБР-14 и КБР-15 и сборке БФС-57 (таблица 5).

На рисунке б представлена зависимость доплеровского эффекта реактивности для образца из двуокиси обедненного урана от доли нейтронов в спектре ниже 10 КэВ. Зависимость построена для критических сборок с окисью урана в качестве топлива, МОХ-топливом и ЯОХ-топливом. По оси абсцисс - доля нейтронов ниже 10 КэВ. По оси ординат -экспериментальная разность эффектов реактивности горячего и холодного образца, деленная на расчетную составляющую деления р{ =Е (уУ XxVf'-alV,,)<l>, эффекта реактивности холодно! о образца.

Таблица 3 - Описание и характеристики сборок

БФС-69 Модель реактора САРИА. БФС-69-1 имеет 4 зоны. Центральная часть состоит из Ри и и02) объемные доли материалов: топливо -18%, натрий -43 %, сталь - 16 %. В центральной части БФС-69-2 13% молекул 1Ю2 заменено на Кр02.

БФС-61 Однозонная сборка представляет собой модель плутониевого бридера с карбидным топливом и свинцовым теплоносителем Активная зона состоит из металлического плутония, обедненного урана, свинца и графита

БФС-62 Модель БН-600 с гибридным МОХ-топливом

БФС-54 Модель БН-600. В состав активной зоны входят 36%-ный металлический уран, окись обедненного урана, натрий, сталь и оксид алюминия. Обогащение - 22%

КБР-14 Вставка состоит из таблеток 1Ю2 36-процентного обогащения и обеднённого урана. Суммарно, в состав центральной вставки входит уран - 19-процентного обогащения. Двуокись урана занимает ~ 25 % объёма сборки. Кроме урана, сборка содержит хромистую сталь. Доля хрома в полном поглощении нейтронов ~17 %.

КБР-15 Центральная подкритическая зона состоит из двуокиси обогащенного урана (90%) и хрома. Критичность обеспечивается запальной зоной из обогащенного урана.

БФС-58 Полномасштабная модель реактора БН-800. Так же, как в реакторе, активная зона состоит из трёх подзон с разным обобщением топлива. Центральная вставка моделирует подзону с МОХ-топливом. Буферная зона со средним обогащением и подзона с высоким обогащением содержит только уран в качестве топлива.

БФС-91-3 Спектр нейтронов распределен практически во всем энергетическом интервале, близок к спектру реактора ГТ-МГР.

БФС-57 Модель ВВЭР с «тесными решетками». Урановое топливо, центральная вставка содержит блочки двуокиси урана 36% обогащения, двуокись обедненного урана и блочки полиэтилена в алюминиевых трубах стенда БФС. В межтрубных зазорах располагались алюминиевые вытеснители. Обогащение вставки: 7 %, водородное отношение рн/р0"235 = 33.

^Х^Хар-ка Сборка\ Вид топлива Доля осн. делящегося изотопа Объёмные доли топлива сталь натрий Доля нейтронов ниже 10 кэв

БФС-69 РиШ2 0,44* 0,25 0,15 0,6 0,035

БФС-61 РиШ2 0,16 0,3 0,2 0,5** 0,05

БФС-62 РиШ2 - - - - 0,08

БФС-54 ио2 0,21 0,4 0,25 0,35 0,09

КБР-14 ио2 0,19 0,18 0,82 - 0,13

КБР-15 ио2 0,89 0,02 0,98 - 0,16

БФС-58 Ри 0,95 0,05 0,25 0,7 0,23

БФС-91-3 Ри - - - - 0,33

БФС-57 ио2 - - - 0,34

*- в топливе содержится 13% ядер нептуния.

**- в состав активной зоны вместо натрия входит свинец.

Таблица 4. Доплеровские приращения реактивности образцов, миллиценты.

Сборка\^ ио2 шРиОг ^'Нр02

Др Др/ Р*ш 5,% Др Др/ Р™> 5,% Др Др/ Рим 5,%

БФС-69-1 -31 0,020 16 -38,2 0,078 12 -4 0,013 90

БФС-69-2 -12,8 0,040 35 - - - -6 0,018 81

БФС-61 -52,4 0,029 10 - - - - - -

БФС-62 -14,4 0,095 11 0,3 0,005 340 -7 0,042 29

БФС-54 -34,1 0,073 11 - - - - - -

КБР-14 -27,5 0,097 8 - - - - - -

КБР-15 -30 0,087 7 - - - - - -

БФС-58 -29,7 0,020 15 - - - -50 0,02 9

БФС-91-3 - - 1,5 -154* 0,092* 5 -30 0,06 10

БФС-57 -128 0,106 4 - - - - - -

*- образец № 40-21,4,4 г, диаметром 3,6 мм.

Таблица 5. Доплеровский эффект реактивности двуокиси обедненного урана И81Ю2.

^--^Сар-ка (гор - хол) / Расч./ Экспер. Расч.1 Экспер. Примечание

(хол) и02 (ОКСО, норм.и02) (ОКСО, норм и 88,6%)

КБР-14 0,097 + 0,008 0,80 - Сборки без

КБР-15 0,086 ± 0,005 0,81 - водорода

БФС-91-1 0,20 ±0,01 0,85 0,92

БФС-57 0,106 ±0,02 0,98 - Сборки с

БФС-91-2 0,152 ±0,03 1,02 0,85 водородом

10 8 6 4 2 0

БФС-91-2

0,05 0,1 0,15 0,2 0,25 0,3 0,35

Рисунок 6 - Доплеровский эффект реактивности и в зависимости от мягкости спектра нейтронов (доли нейтронов ниже 10 кэв) для критических сборок с окисным топливом (уран), МОХ-топливом и ЯОХ-топливом, слева - направо: БФС-69-2, БФС-54, КБР-14, КБР-15, БФС-91 -1, БФС-91 -2. Среднеквадратичное отклонение о = ± 0,57.

Нейтронные сечения захвата 238U и их доплеровские приращения достаточно надежны в широкой области энергий нейтронов при расчете величины доплеровского эффекта реактивности. Вся методика эксперимента и расчета достаточно хорошо работает там, где она и должна хорошо работать: доплеровский эффект 11а 238U хорошо изучен и в микро-, и в макроэкспериментах. Поэтому изложенные выше главные выводы по доплеровскому эффекту на плутонии и нептунии - достаточно надежны.

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ РАБОТЫ

В рамках работ, связанных с экспериментальным обоснованием расчетов нейтронно-физических характеристик реакторов для обеспечения безопасности действующих и создания новых ядерных энергетических установок (ЯЭУ), были решены следующие задачи:

1. В критической сборке БФС-91, моделирующей активную зону ЯЭУ - реакюра с ROX-топливом, практически не содержащей 238U, исследован доплеровский эффект реактивности образцов "Плутоний-240" (89% 240Ри) и энергетического плутония-«среднего» (78% 239Ри). В критсборке с натриевым теплоносителем экспериментальные результаты разумно предсказываются расчетами, а расчеты доплер-эффекта в сборке, моделирующей активную зону ЯЭУ с водородсодержащим теплоносителем, дают величины, равные 0,4 - 0,6 от эксперимента.

2. Экспериментально обнаружен в этих сборках отрицательный доплеровский эффект реактивности для образцов плутония с составом, характерным для отработанного топлива реакторов ВВЭР. Вся отрицательная величина доплеровского приращения реактивности образцов плутония не может быть связана с доплеровским приращением на 2Т'и. Для Ри доплеровское приращение - тоже отрицательно и больше расчетного (по модулю).

3. Проведены исследования доплеровского эффекта реактивности 2,7Np в широком диапазоне спектров нейтронов, в том числе в критической сборке БФС-62-5 - модели одного из вариантов активной зоны реактора БН-600. Результаты эксперимента для 237Np согласуются с расчётом в пределах погрешностей эксперимента (~10 % для сборки с ROX-топливом) , однако погрешности эти сравнительно велики в жёстких спектрах, типичных для реакторов на быстрых нейтронах - выжигателей младших актинидов. Основанием для подтверждения надежности экспериментальных результатов является правильность расчетной модели, позволяющей рассчитать доплеровские приращения реактивности для образцов различных размеров.

4. Повышена точность измерений доплеровского эффекта 238U. Величина доплеровского приращения реактивности для 2,SU достаточно хорошо предсказывается расчетами, как для водородосодержащих, так и неводородосодержащих сборок. Поэтому изложенные выше главные выводы по доплеровскому эффекту на плуюнии и нептунии - достаточно надежны.

Существующее константное обеспечение позволяет хорошо предсказывать доплеровский эффект реактивности 238U в ядерных энергетических установках различных типов.

БИБЛИОГРАФИЧЕСКИЙ СПИСОК ТРУДОВ АВТОРА ПО ТЕМЕ ДИССЕРТАЦИИ

1. Дулин В.А, Тамбовцев С.Д.. Изучение доплер-эффекта 238U и плутония в критических

сборках // Вопросы атомной науки и техники,- 1991. - вып.4. - Сер. Ядерные консташы.

-С. 85-91.

2. Дулин В.А., Тамбовцев С.Д. Изучение доплер-эффекта 23,U и плутония в кришческих

сборках// Атомная энергия. - 2000. - Вып. 3. - Т. 89. - С. 237-242.

3. Tambovtsev S D., Doulin V. A. The Uranium-238, Neptunium and Plutonium Doppler Effect

Investigation in BFS Critical Assemblies In: Global-2001, Paris, France, 13-17 of September,

2001 ("Исследование доплеровского эффекта ураиа-238, нептуния и плутония на критических сборках БФС»).

Исследование Доплер-эффекта урана-238, нептуния и плутония на критической сборке БФС/ В.Г. Двухшерстное, В.А.Дулин, С.Д. Тамбовцев и др.. Доклад на седьмом совещании по топливу с инертной матрицей, Нидерланды, Петтен, окт. 2001.

Подписано к печати. 19.08.2004 г. Формат 60x84 1/16. Усл.п.л.0,5 Уч.-издл.1,4.

_Тираж 50 экз. Заказ Ш/З/_

Отпечатано в ОНТИ методом прямого репродуцирования с оригинала авторов. 249033, Обнинск Калужской обл., ФЭИ.

»18442

РНБ Русский фонд

2005-4 13690

1. Введение. Краткий обзор экспериментальных работ

Глава

I. Разработка методики эксперимента

1.1. Использование цифрового реактиметра в измерениях доплеровского эффекта реактивности

1.2. Зависимость доплеровского эффекта от размера образца

1.3. Описание применяемых образцов

Глава

II. Критические сборки и экспериментальная установка

2.1. Краткое описание стендов БФС и КоБРа

2.2. Описание экспериментальной установки

2.3. Конструкция нагревателя

2.4. Теплофизический расчет нагревателя

Глава

III. Исследования доплеровского эффекта реактивности в критической сборке БФС-

3.1. Критическая сборка БФС-91 -

3.2. Состав и характеристики критсборки

3.3. Процедура измерений

3.4. Результаты измерений в критсборке БФС-91 -

3.5. Интерпретация результатов эксперимента

3.6. Методы расчета доплеровского эффекта реактивности

3.7. Метод получения подгрупповых параметров

3.8. Расчет зависимости эффекта реактивности от размера образца

3.9. Учет разблокировки потока нейтронов нагревателем

3.10. Результаты расчета доплеровского эффекта реактивности

3.11. Изучение доплеровского эффекта реактивности в критсборке БФС-

3.12. Описание критической сборки БФС-

3.13. Результаты измерений в критсборке БФС-

3.14. Анализ экспериментальных результатов, полученных на сборке со смягченным спектром нейтронов БФС-

3.15. Изучение доплеровского эффекта реактивности в критсборке БФС-

3.16. Результаты измерений в критсборке БФС-91 -

3.17. Анализ экспериментальных результатов, полученных в сборке БФС-

3.18. Краткие выводы

Глава

IV. Исследования доплеровского эффекта реактивности в других критических сборках

4.1. Изучение доплеровского эффекта реактивности в критической сборке КБР-

4.2. Измерения в критической сборке КБР-

4.3. Измерения в критической сборке БФС-

4.4. Измерения в критической сборке БФС-

4.5. Измерения на критической сборке БФС-58-1-/-

4.6. Измерения в критической сборке БФС-

4.7. Измерения в критической сборке БФС-

4.8. Измерения в критической сборке БФС-

4.9. Краткие выводы. Заключение. СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

Краткий обзор экспериментальных работ. 11

Глава 1. Разработка методики эксперимента. 19

1.1. Использование цифрового реактиметра в измерениях доплеровского эффекта реактивности. 19

1.2. Зависимость доплеровского эффекта от размера образца. 21

1.3. Описание применяемых образцов. 23 Глава 2. Критические сборки и экспериментальная установка. 29

2.1. Краткое описание стендов БФС и КоБРа. 29

2.2. Описание экспериментальной установки. 34

2.2.1. Конструкция нагревателя. 35

2.2.2. Теплофизический расчет нагревателя. 39 Глава 3. Исследования доплеровского эффекта реактивности в критической сборке БФС-91. 43

3.1. Критическая сборка БФС-91 -1. 43

3.1.1. Состав и характеристики критсборки. 46

3.2. Процедура измерений. 49

3.3. Результаты измерений в критсборке БФС-91 -1. 51

3.4. Интерпретация результатов эксперимента. 58

3.4.1. Методы расчета доплеровского эффекта реактивности. 59

3.4.2. Метод получения подгрупповых параметров. 62

3.4.3. Расчет зависимости эффекта реактивности от размера образца. 66

3.4.4. Учет разблокировки потока нейтронов нагревателем. 68

3.4.5. Результаты расчета доплеровского эффекта реактивности. 68

3.5. Изучение доплеровского эффекта реактивности в критсборке

БФС-91-2. 72

3.5.1. Описание критической сборки БФС-91-2. 72

3.5.2. Результаты измерений в критсборке БФС-91-2. 73

3.5.3. Анализ экспериментальных результатов, полученных на сборке со смягченным спектром нейтронов БФС-91-2. 80

3.6. Изучение доплеровского эффекта реактивности в критсборке

БФС-91-3. 84

3.6.1. Результаты измерений в критсборке БФС-91-3. 84

3.6.2. Анализ экспериментальных результатов, полученных в сборке БФС-91-3. 85

3.7. Краткие выводы. 87 ГЛАВА 4. Исследования доплеровского эффекта реактивности в других критических сборках. 90

4.1. Изучение доплеровского эффекта реактивности в критической сборке КБР-14. 92

4.2. Измерения в критической сборке КБР-15. 99

4.3. Измерения в критической сборке БФС-57. 105

4.4. Измерения в критической сборке БФС-54. 110

4.5. Измерения на критической сборке БФС-58-1-/-1. 111

4.6. Измерения в критической сборке БФС-61. 114

4.7. Измерения в критической сборке БФС-69-1. 116 4.7.1. Измерения в критической сборке БФС-69-2. 119

4.8. Краткие выводы. 121 Заключение. 125 Список литературы. 127 Приложение. 132

ВВЕДЕНИЕ.

Развитие ядерной энергетики на нынешнем этапе характеризуется интенсивным поиском новых решений проблемы безопасности энергетических реакторов. Главное в этих новых подходах - использовать средства безопасности, связанные с физикой реактора, органически «вплетенные» в конструкцию реактора, так сказать, на «микроуровне». Эти средства называются внутренне присущими средствами безопасности.

Таких подходов много, некоторые из них пока находятся на уровне физических идей. Важность изучения всех возможностей для радикального решения проблемы безопасности очевидна, от этого зависит дальнейшая судьба ядерной энергетики, по словам А. Вейнберга, обретет ли она «второе дыхание» [1].

По своим фундаментальным свойствам реактор на быстрых нейтронах является потенциально наиболее простым по конструкции и управлению реактором, а значит, и наиболее экономичным и безопасным. Однако современные быстрые реакторы (БР) не демонстрируют всех этих качеств. Не только высокая относительная стоимость, но и отсутствие общей убежденности в большей безопасности по сравнению с легководными реакторами сдерживает развитие БР. До последнего времени совершенствование БР проходило эволюционно и было направлено на повышение воспроизводящих характеристик и надежности активных систем безопасности. Однако, существует значительный резерв в том, что касается улучшения самозащищенности БР [2]. Важно гарантировать безопасность БР, их устойчивость к тяжелым авариям, отсюда и стремление к проектам реакторов с полной самозащищенностью.

Большое значение имеет выбор свойств реактивности, определяющих уровень безопасности реактора. Необходимо обеспечить такое сочетание эффектов реактивности, при котором реактор способен сохранять работоспособность или самостоятельно прекращать работу при отказах оборудования и даже в случае несрабатывания АЗ.

Реактивность системы может варьироваться в широких пределах в зависимости от выбора композиции БР ( его конструктивных особенностей, структуры и состава зон, температур и т. д.). Изменяя компоновку реактора, можно добиться того, что в аварийных ситуациях произойдет самоглушение реактора. При выборе компоновки реактора важно правильно количественно оценить степень влияния технологических параметров реактора на составляющие реактивности. Критерии для оптимизации должны быть получены из решения динамических задач. Выбор критериев во многом определяет структуру и объем математической модели реактора. Возможна постановка задачи многокритериальной оптимизации, которая сводится к решению последовательности оптимизационных задач [3]. Одним из простых методов оценки безопасности БР является асимптотический анализ состояний АЗ в возможных аварийных режимах. Неопределенность обратных связей математической модели БР в той части, что касается нейтронной физики, связана, в первую очередь, с неопределенностью сечений в области неразрешенных резонансов (неопределенностью доплер-эффекта).

Как известно, доплеровский эффект проявляется в увеличении скорости ядерных реакций с ростом температуры вещества. Ускорение реакций связано с увеличением ширины резонансов сечений с ростом температуры материала (уменьшением факторов самоэкранирования для соответствующего сечения разбавления) и причина зависимости ширины резонанса от температуры кроется в тепловом движении атомов, приводящем к разбросу скоростей нейтронов относительно ядер-мишеней.

Несмотря на то, что трудно представить себе, каким образом реальный БР может стать надкритичным по мгновенным нейтронам, исследования аварий крупного масштаба занимают важное место в анализе безопасности реактора. Доплеровский коэффициент реактивности оказывает решающее влияние на исход крупной аварии, занимает особое место среди факторов, определяющих безопасность ядерных реакторов. Он связан с самой природой физических процессов, происходящих в реакторе. Изменение температуры активной зоны приводит к её расширению, изменению конфигурации зоны, расположения и концентраций материалов, изменению сечений материалов, спектра и ценности нейтронов. Эффекты реактивности, связанные с этими процессами, проявляются с разной задержкой по времени. Доплеровский эффект реактивности проявляется быстрее всего.

Величина доплеровского эффекта различных материалов, входящих в состав активной зоны, варьируется в широких пределах. Сырьевые изотопы, в частности И, дают отрицательную величину доплеровского эффекта. Плутониевая составляющая доплеровского эффекта обычна мала из-за особенностей резонансной структуры сечений 239Ри, из-за частичной компенсации эффектов деления и захвата. Однако, при быстром подъёме мощности возможна временная задержка между

239 238 нагревом Ри и и. Отрицательная обратная связь запаздывает, и в первый момент времени преобладает плутониевая составляющая доплеровского эффекта. Погрешности расчётов эффекта и требования безопасности вынуждают вести проектирование реакторов с большим запасом, что, естественно, приводит к снижению экономических показателей.

Специфическим для быстрого реактора является наличие двух потенциально опасных предпосылок неконтролируемого роста мощности: компактное уплотнение расплавленного топлива и выброс натрия. Мгновенная отрицательная реактивность, сопровождающая всплески мощности реактора, играет важную стабилизирующую роль. Механическая аварийная защита слишком инерционна по отношению к быстро развивающимся переходным процессам в надкритическом состоянии быстрого реактора. Отрицательная обратная связь через мгновенную реактивность является основным средством, предупреждающим развитие аварии, в быстром реакторе с оксидным топливом такую роль играет доплеровский эффект. Скачок мощности реактора приводит к немедленному росту температуры топлива. При этом эффективные сечения захвата нейтронов ядрами сырьевых нуклидов возрастают, возникает отрицательная реактивность.

Однако обратная связь через посредство доплеровского эффекта является мгновенной только в том случае, если делящиеся и сырьевые материалы идеально смешаны. Осколки деления тормозятся, в основном, в топливе, и для передачи тепла от делящихся нуклидов к сырьевым нужен плотный контакт между ними (микрозернистая структура). Размер зерна должен быть порядка длины замедления осколков деления (~ 10 мкм), существует специальная технология изготовления смешанного топлива, удовлетворяющего этому требованию [4]. В быстром реакторе с оксидным топливом значительная часть спектра ср(Е) находится в области низких энергии вследствие замедления на кислороде, поэтому доплеровский эффект велик. В случае жёсткого спектра нейтронов (например, в реакторах с металлическим топливом) доплеровский эффект мал. Этот факт расценивается как важное преимущество реакторов с оксидным топливом.

В процессе создания и совершенствования современных быстрых реакторов специального назначения с минимальным количеством и (например, для реакторной трансмутации младших актинидов) большое внимание уделяется повышению безопасности, в частности, в активную зону добавляют элементы, которые могли бы существенно увеличить доплер-эффект: вольфрам, торий, эрбий (КОХ - топливо) [54].

Энергетическая зависимость ценности нейтронов ср+(Е) существенно влияет на величину реактивности р. В типичном быстром реакторе с оксидным топливом (обогащение - 20-ь30%) большая часть вклада в реактивность для сырьевых материалов приходится на область 0,1-10 кэв. Необходимо учитывать распределение температуры в реакторе, и конечный результат зависит от способа изменения мощности. Температурный градиент также имеет место внутри каждого твэла. Следует также иметь ввиду, что доплеровский эффект меняется в течение топливного цикла, при этом множество разных факторов действуют одновременно, изменяются относительные вклады поглощения в боре и продуктах деления, влияющие на ср(Е) и Ф+(Е) и зависящие от размеров активной зоны. По мере постепенного извлечения управляющих органов поглощение нейтронов борными стержнями уменьшается. В то же время накапливаются осколки деления. Эти факторы конкурирующим образом влияют на поток ф и ценность ф+ нейтронов в области низких энергий, ответственной за доплеровский эффект. Выгорание ядер 238и ведёт к уменьшению доплеровского эффекта, но надо ещё учесть накопление плутония и его изотопный состав. Составляющая доплеровского эффекта

240Ри, конечно, отрицательна и может компенсировать это уменьшение, особенно в достаточно мягких спектрах. Отметим, что и проверка нейтронных данных для энергий 10 — 500 эв в макроскопических экспериментах проводилась редко.

Изменение реактивности быстрого реактора в связи с доплеровским эффектом возникает из-за изменения соотношения между процессами деления и захвата. Доплеровский эффект проявляется, в основном, при энергиях нейтронов меньше 40 кэв, максимум находится примерно в районе 1 кэв. При более высоких энергиях нейтронов сечения практически не зависят от температуры, при более низких уменьшение доплеровского эффекта связано, в основном, с уменьшением количества нейтронов (потока). Утечка в быстрых реакторах при низких энергиях нейтронов мала.

Погрешности расчетных значений доплер-эффекта связаны, с одной стороны, с неопределенностями в сечениях взаимодействия нейтронов с ядрами сырьевых и делящихся материалов (константная составляющая погрешности расчета), а с другой -с неизбежными приближениями в расчетных моделях (модельная составляющая погрешности). Уточнение ядерных данных позволило бы существенно уменьшить константную составляющую погрешности. Необходимо как можно точнее прогнозировать поведение реактора как в штатных, так и в аварийных ситуациях, уменьшать погрешности в предсказании доплеровского эффекта реактивности для улучшения технико-экономических показателей и условий ядерной безопасности.

Целью данной работы является исследование доплеровского эффекта реактивности методом возмущения критичности быстрых сборок с разными спектрами нейтронов образцами реакторных материалов и анализ этих экспериментов. Была поставлена задача изучения доплеровских приращений эффектов реактивности образцов при нагревании. Сборка при этом оставалась холодной (комнатной температуры). Измерения доплеровского эффекта реактивности методом осциллирования образцов проводятся на критических стендах БФС и КоБРа с 1986 года. Эксперименты были выполнены в критсборках с разными спектрами нейтронов: КБР-14, КБР-15, БФС-57, БФС-61, БФС-54, БФС-58-1, БФС-69, БФС-73-1, БФС-75, БФС-62, БФС-91, с образцами из двуокиси обедненного урана и, двуокиси плутония 240Ри, двуокиси энергетического плутония, полученного в реакторе ВВЭР, двуокиси нептуния 237Кр, вольфрама и эрбия.

Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения и приложения.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ. Подведем кратко основные итоги работы.

В рамках работ, связанных с экспериментальным обоснованием расчетов нейтронно-физических характеристик реакторов для обеспечения безопасности действующих и создания новых ядерных энергетических установок (ЯЭУ), были решены следующие задачи:

1. В критической сборке БФС-91, моделирующей активную зону ЯЭУ - реактора с ROX-топливом, практически не содержащей урана, исследован доплеровский эффект реактивности образцов "Плутоний-240" (89% 240Ри) и энергетического плутония-«среднего» (78% Ри ). В критсборке с натриевым теплоносителем экспериментальные результаты разумно предсказываются расчетами, а расчеты доплер-эффекта в сборке, моделирующей активную зону ЯЭУ с водородсодержащим теплоносителем, дают величины, равные 0.4 - 0.7 от эксперимента.

2. Экспериментально обнаружен в этих сборках отрицательный доплеровский эффект реактивности для образцов плутония с составом, характерным для отработанного топлива реакторов ВВЭР. Вся отрицательная величина доплеровского приращения реактивности образцов плутония не может быть связана с доплеровским приращением на 240Ри. Для 239Ри доплеровское приращение - тоже отрицательно и больше расчетного (по модулю).

3. Проведены исследования доплеровского эффекта реактивности Np-237 в широком диапазоне спектров нейтронов, в том числе в критической сборке БФС-62-5 - модели одного из вариантов активной зоны БН-600. Результаты эксперимента для Np согласуются с расчётом в пределах погрешностей эксперимента (~10 % для сборки с ROX-топливом) , однако погрешности эти сравнительно велики в жёстких спектрах, типичных для быстрых реакторов -выжигателей младших актинидов.

4. Повышена точность измерений доплеровского эффекта U-238. Величина доплеровского приращения реактивности для U-238 достаточно хорошо предсказывается расчетами, как для водородосодержащих, так и неводородосодержащих сборок. Поэтому изложенные выше главные выводы по доплеровскому эффекту на плутонии и нептунии - достаточно надежны.

Существующее на сегодняшний день константное обеспечение позволяет хорошо предсказывать доплеровский эффект реактивности и-238 в ядерных энергетических установках различных типов.

В заключении автор выражает глубокую благодарность Виктору Алексеевичу Дулину за руководство работой, обсуждение вопросов диссертации, полезные советы и постоянное внимание к ходу работы.

Автор благодарит также И.П. Матвеенко, коллектив стендов БФС во главе с В. Г. Двухшерстновым и сотрудников лаб. 103 ГНЦ ФЭИ за плодотворное сотрудничество.

1. Spievak I., Weinberg A.M. Inherently Safe Reactors. Ann. Rev. Energy, 1986, N 10, p.431- 462.

2. Новиков В. M., Слесарев И.С., Алексеев П. Н. И др. «Ядерные реакторы повышенной безопасности. Анализ концептуальных разработок.», М., Энергоатомиздат, 1993.

3. Хромов В.В., Кузьмин В.М., Орлов В.В. «Метод последовательной линеаризации в задачах оптимизации реакторов на быстрых нейтронах», М.: Атомиздат, 1979.

4. Уолтер А., Рейнольде А., «Реакторы-размножители на быстрых нейтронах», М., Энергоатомиздат, 1986.

5. Абагян Л.П., Базазянц Н.О., Николаев М.Н., Цибуля A.M. Групповые константы для расчета реакторов и защиты. М.: Энергоатомиздат, 1981.

6. Казанский Ю.А., Дулин В.А. Методы изучения реакторных характеристик на критических сборках БФС. М.: Энергоатомиздат, 1977.

7. Дулин В.А. Возмущение критичности реакторов и уточнение групповых констант. М.: Атомиздат, 1979.

8. Бемер Б. О возможности проведения эксперимента по измерению доплер-эффекта плутония на БФС, ФЭИ, Обнинск. Центральный институт ядерных исследований, Россендорф, РПТ-16/84, 1984.

9. Казанский Ю.А., Матвеенко И.П. Котырев А.П. и др. Об измерениях доплер-эффекта на стендах БФС. Отчет ФЭИ, 1984.

10. Абагян Л.П., Голубев В.И., Голяев Н. Д. и др. Распространение нейтронов в двуокиси урана. Атомная энергия, 1968, т.25, вып.4, с.291.

11. Казанский Ю.А., Матусевич Е.С. Экспериментальная физика реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1994.

12. Mukaiyama Т., Okajima S. Neutron Spectrum Dependence of Natural U02 Doppler Effect Measured in FCA. Nucl. Sci. Technol., 1985, V. 22, N 3, p. 243-246.

13. Takano H., Ishiguro Y. Production and benchmark tests of fast reactor group constant set JFS-3-J2, JAERI-M 82-135, 1982.

14. Nakagawa M., Tsuchihashi K. SLAROM. A code for calculation of a heterogeneous core in fast reactor. JAERI-M 5916, 1974.

15. Хаммел Г., Окрент Д. Коэффициенты реактивности в больших энергетических реакторах на быстрых нейтронах.М.: Атомиздат, 1974.

16. Fischer G.J. е. a. Nucl. Sci. Engng, 1966, v. 25, p.37.

17. Ishikawa M. "Consistency Evaluation of JUPITER Experiment and Analysis for Large FBR Cores.", Physor 96, Vol. 2, p. E-44.

18. Бриккер И.Н. Обращенное решение уравнения кинетики ядерного реактора. Атомная энергия. 1966, т.21(1), с. 9.

19. Могильнер А.И. и др. Применение малых ЭВМ для измерения реактивности. Атомная энергия. 1974, т. 36(5), с.358.

20. Казанский Ю.А. и др. К учету пространственных эффектов при измерении реактивности методом обращенного решения уравнения кинетики. Атомная энергия. 1981, т.51(6), с.387.

21. Баков А.Т. и др. Цифровой реактиметр на базе микро-ЭВМ «Электроника-60». Препринт ФЭИ-1439, Обнинск, 1983.

22. Грачев А.В., Канунников Ю.С., Кулабухов Ю.С. и др. Цифровой реактиметр для ядерных реакторов. Атомная энергия, 1986, т. 61, вып. 2, с. 110-112.

23. Кипин Д.Р. Физические основы кинетики ядерных реакторов. М.: Атомиздат,1967.

24. Белл Д., Глесстон С., Теория ядерных реакторов. М.: Атомиздат. 1974.

25. Шокодько А.Г. Строгое уравнение кинетики ядерного реактора. ВАНТ. Серия: Физика и техника ядерных реакторов, вып. 4, 1988, с. 3-9.

26. Monta К. Time Optimal Digital Computer Control of Nuclear Reactor, J. Nucl. Sci. Technol., 1967, V.4, p. 51.

27. Tuttle R.J. Delayed Neutron Data for Reactor Physics Analysis. Nucl. Sei. Eng., 1975, V.56, p. 37-71.

28. Ярославцева JI.H. Комплекс программ JAR-B для расчета нейтронно-физических характеристик ядерных реакторов. ВАНТ. Серия: Физика и техника ядерных реакторов, вып. 2, 1983, с. 41-43.

29. Гончаров Р.К., Звонарев A.B., Исачин С.И. и др. Кольцевой осцилляторный быстрый реактор. Изв. АН БССР. Серия физ.-энергет. наук, 1971, №1, с.12.

30. Михеев М.А., Михеева И.М. Основы теплопередачи. М., изд. «Энергия», 1973.

31. Дулин В.А. Оценка экспериментов по возмущению критичности реакторов при внесении малых образцов. Атомная энергия. 1989, т. 66, с. 79-81.

32. Бедняков С.М. Реализация метода оценки интегральных экспериментов в условиях стенда БФС. Препринт ФЭИ-2114, 1990.

33. Абагян Л.П., Базазянц JI.O., Бондаренко И.И., Николаев М.Н. Групповые константы для расчета ядерных реакторов. М., Атомиздат, 1964.

34. М.Н. Николаев, В.В. Филиппов. «Измерение параметров резонансной структуры полных сечений некоторых элементов в области энергий нейтронов 0,3+2,7 Мэв.», Атомная энергия, том 15, с. 493, 1963.

35. М.Н. Николаев, A.A. Игнатов «Метод подгрупп» Бюллетень ЦЯД, вып. 3, с. 409, 1966.

36. М.Н. Николаев, В.Ф. Хохлов. Система подгрупповых констант. Бюллетень информационного центра по ядерным данным. Вып. 4, Атомиздат, с. 420, 1967.

37. Синица В.В., Николаев М.Н. Аналитический метод получения подгрупповых параметров. Атомная энергия. 1973, т. 35, вып. 6, с. 429.

38. Бадиков С.А., Гай Е.В., Работнов Н.С., Синица В.В. Применение Паде-аппроксимации в задачах расчета групповых констант. Препринт ФЭИ-1580, Обнинск, 1980.

39. Гилл Ф., Мюррей У., Райт М. Практическая оптимизация. М., Мир, 1985.

40. Айвазян С.А., Енюков И.С., Мешалкин Л.Д. Прикладная статистика. Исследование зависимостей. М., Финансы и статистика, 1985.

41. S.Okaijama «Analysis of Doppler Effect Measurement in FC A cores using JENDL-3.2 library.» PHYSOR-96, Volume 2, E-247.

42. Савоськин М.М., Барыба М.А., Безбородое A.A. и др. Аннотация пакета программ КРАБ-1 // Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Физика и техника ядерных реакторов, вып. 6(43), 1984.

43. Manturov G.N.,Nikolaev M.N.,Tsiboulia A.M., BNAB-93 group data library, Parti: Nuclear Data for the Calculations of Neutron and Photon Radiation Fields, Vienna, IAEA, INDC(CCP)-409, 1997.

44. RSIC Computer Code Collection. CCC-547/TWODANT-SYS. Oak Ridge National Laboratory, 1995.

45. Аннотация программы CONSYST. В сб.: Вопросы атомной науки и техники. Сер. Ядерные константы. Вып. 1, М., 2000, с. 148.

46. Серегин А. С., Кислицына Т. С., Цибуля А. М. Аннотация комплекса программ TRIGEX.04. Препринт ФЭИ 2846. Обнинск, 2000.

47. Киселев И.Г. Расчет температурных полей узлов энергетических установок. Л., Машиностроение, 1978.

48. Владимирова Л.И. Результаты численного моделирования гидродинамики и теплопереноса при сложном течении в теплообменниках и реакторах. Материалы межотрослевой конференции «Теплофизические исследования». Часть 1, Обнинск, 1980.

49. Михеев М.А., Михеева И.М. Основы теплопередачи. М., «Энергия», 1973.

50. Тамбовцев С.Д., Ушаков П.А., Щербаков С.И. О влиянии адекватности описания границ области в расчетной модели на получаемые решения. Атомная энергия, т.66, вып.З, 1989.

51. Патанкар С. Численные методы решения задач теплообмена и динамики жидкости. М., Атомиздат, 1977.

52. Nakano Y., Andoh М., Okajima S. and Takano H. Doppler Effect Experiment of Resonance Materials for ROX Fuels. JAERY-Review, 2001-10.

53. Белов С.П., Дулин B.A., Козловцев В.Г. и др. Измерения доплер-эффекта на сборке КБР-14. Отчет ФЭИ, Инв. 5472, 1988.

54. Ефименко В.Ф., Звонарев A.B., Козловцев В.Г. и др. Измерения доплеровского эффекта реактивности на сборках КБР-15 и БФС-57. Отчет ФЭИ, Инв. 5965, 1990.

55. Дулин В.А., Тамбовцев С.Д. Изучение доплер-эффекта 238U и плутония в критических сборках. Вопросы атомной науки и техники. Сер. Ядерные константы, вып.4, 1991.

56. Дулин В.А., Тамбовцев С.Д. Изучение доплер-эффекта 238U и плутония в критических сборках. Атомная энергия, т. 89, вып. 3, с. 237, 2000.

57. Tambovtsev S. D., Doulin V. A. The Uranium-238, Neptunium and Plutonium Doppler Effect Investigation in BFS Critical Assemblies. In: Global-2001, Paris, France, 13-17 of September, 2001.

58. Двухшерстнов В.Г., Дулин B.A., Литяев B.M. и др. Исследование Доплер-эффекта урана-238, нептуния и плутония на критической сборке БФС. Доклад на 7 совещании по топливу с инертной матрицей, Нидерланды, Петтен, окт. 2001.

59. Бедняков С. М., Дулин В. А., Мантуров Г. Н. и др. Проверка нейтронных данных для изотопов плутония в экспериментах на быстрых физических сборках. Атомная энергия, т.80, вып. 6, с. 454, 1996.

60. Бедняков С. М., Безбородое А. А., Дулин В. А. и др. Проверка некоторых реакторных функционалов в экспериментах на быстрых критических сборках. Атомная энергия, т.69, 1990.