Описанный выше метод определения коэффициента размножения имеет свои достоинства и недостатки. Достоинства рассмотрены в п. 1.1, а к недостаткам метода можно отнести следующие:
- Определение числа поглощений абсолютным методом — громоздкий эксперимент, при проведении которого вносится большое возмущение в распределение потока и в спектр нейтронов исследуемой среды. Для тесных решеток, характерных для реакторов ВВЭР, возможность его применения весьма сомнительна.
- Для воспроизводимости результатов измерения активности по методу сбора осколков деления необходимы идеальные поверхности детектора, испускающего осколки деления, и собирающей фольги. Детектор и собирающая фольга должны быть при каждом облучении одинаково хорошо прижаты друг к другу по всей поверхности, поэтому при измерениях в твэле они должны устанавливаться между точно плоскопараллельными и хорошо отшлифованными поверхностями топливных блочков. Детектор не может быть плакирован или покрыт защитным слоем, должен быть строго равномерным по составу и толщине, чтобы обеспечить одинаковый выход осколков деления по всей поверхности. Кроме того, предъявляются высокие требования к чистоте собирающей фольги, которые трудно соблюдать при облучении в твэле. При облучении в воде трудно создать достаточное прижатие детектора и фольги-ловушки без громоздкого приспособления.
Поэтому в тесных уран-водных решетках предпочтителен активационный метод. Размеры активируемых фольг малы и можно добиться минимальных погрешностей определения измеряемой величины. Применяя детекторы той же плотности, что и топливо, с тем же содержанием делящихся изотопов, можно минимизировать возмущения, вносимые детектором в поток и спектр нейтронов.
Описанный в п. 1.1 метод имеет еще и тот недостаток, что сравнивать экспериментальные результаты с расчетными можно только по коэффициентам размножения нейтронов К∞, т. е. сопоставлять только конечные результаты. Отдельные сомножители К∞, модифицированные так, что они распространены на весь энергетический диапазон реакторного спектра, точно рассчитать в настоящее время не представляется возможным.
По существующим расчетным программам с достаточной точностью вычисляют спектр нейтронов в тепловой области энергий и связанные с ним нейтронно-физические параметры. При этом в некоторых случаях предполагают, что в надтепловой части спектра поток нейтронов имеет фермиевское распределение по энергиям (~1/Е). В тех случаях, когда возникает вопрос о проверке определенных теоретически коэффициентов, входящих в формулу четырех сомножителей, а также когда требуются сведения о распределении поглощений нейтронов по различным интервалам энергетического спектра, эксперимент должен быть поставлен иначе.
Техника измерений.
Для измерения всех описанных выше микропараметров активационным методом необходимы детекторы трех видов: детектор из обедненного урана, детектор топливного состава и 1/υ-детектор (марганец). Для уменьшения влияния детектора на спектр и плотность потока нейтронов в месте измерения он должен быть той же плотности, что и окружающая среда, или физически тонким, т. е. для него μαδ<1, где μα — массовый коэффициент поглощения, см2/г, а δ — толщина образца, г/см2. В последнем случае возможно введение экспериментальной поправки на толщину детектора, величина которой мала.
Сделать активационный детектор, аналогичный по составу и плотности окружающей среде для измерений в воде, невозможно. Однако, как показала экспериментальная проверка, вполне пригодны для этих целей физически тонкие детекторы из других веществ. Для измерений в топливе, если это двуокись, можно использовать детекторы из двуокиси обедненного и топливного состава, но в этом случае невозможно изготовить детектор толщиной менее 1 мм. По этой причине регистрировать наведенную активность детекторов нужно по высокоэнергетическому γ-излучению осколков деления и продуктов активации. При выборе детектора и метода регистрации наведенной активности следует исходить из требований минимизации поправок на возмущение потока и спектра нейтронов и на самоэкранирование детектора при регистрации активности, вносимых в измеряемую величину. Радиационный захват нейтронов, в 238U приводит к образованию. 239Рu в соответствии со схемой
Существуют несколько методов регистрации активности 239U и 239Np. Для выделения активности этих изотопов из активности продуктов деления используются детекторы из сильно обедненного (в 100 раз и более) урана. При таком обеднении можно непосредственно регистрировать γ-излучение 239U с энергией 74 кэВ или конверсионное Х-излучение с энергией 104 кэВ 239Рu. Эти изотопы можно также выделить химическим или хроматографическим методами. Однако эти методы сравнительно редко используются, хотя и требуют очень простого счетного оборудования.
Наиболее удобен и точен метод счета совпадений, широко используемый для исключения из процесса регистрации активности побочных продуктов. Применительно к названным выше изотопам этот метод требует быстродействующей схемы совпадений с разрешающим временем менее 10-8 с. Можно регистрировать совпадения γ-частиц распада 239Np и γ-кванты уровня 239Рu, распадающегося с периодом 0,193 мкс. Так как нет других продуктов деления с такой же комбинацией периода полураспада и выхода, то при таком счете совпадений между β-частицами и γ-квантами распада можно надежно исключить активности других изотопов и использовать детектор топливного состава.
Наиболее часто применяют метод γ—γ-совпадений, позволяющий регистрировать 239Np по совпадениям γ-квантов распада 239Ри с энергией 106 кэВ и совпадающего по времени конверсионного Х-излучения 239Ри с энергией 104 кэВ. При этом детектор должен изготовляться из обедненного урана, а для выделения γ-излучения нужна энергетическая дискриминация.
Активность продуктов деления (определение п8/п5) можно регистрировать также несколькими способами. Для разделения активности продуктов деления 235U и 238U используются детекторы из обедненного урана и топливного состава. Наиболее часто регистрируют γ-активность продуктов деления с энергетическим порогом дискриминации. Порог необходим для отделения активности продуктов деления от образующихся при облучении детекторов из делящегося материала изотопов 239U и 239Np. Сразу после облучения детекторов порог дискриминации соответствует энергии ~1,2 МэВ, при которой можно отсечь наиболее быстрые β-частицы, испускаемые 239U; через несколько часов после облучения значение порога можно снизить до 0,7 МэВ, при котором исключаются β-частицы 239Np. Самопоглощение в детекторах при таком методе регистрации γ-активности пренебрежимо мало, и не нужны строгие требования к поверхности фольг. Однако от счетной аппаратуры требуется высокая стабильность и одинаковая чувствительность к γ-квантам высоких энергий.
Если измерения проводятся в активных зонах реакторов с высокой плотностью потока нейтронов [более 108 нейтр./(см2-с)], то можно определять активность продуктов деления, выделяя дочерний продукт 140La, имеющий период полураспада 40,2 ч и энергию γ-излучения 1,6 МэВ.
Активности марганцевого и диспрозиевого детекторов определяются регистрацией β-частиц распада обычными сцинтилляционными методами. Чтобы исключить вычисление равновесной активации детекторов, время облучения их в исследуемом и калибровочном спектрах нейтронов должно быть одно и то же.
Метод конверсионного отношения удобен тем, что при одновременном облучении двух урановых детекторов измеряются и радиационный захват, и деления в них. После облучения детектора из обедненного урана сначала регистрируется γ-излучение осколков деления с энергетическим порогом 1,2 МэВ. Через 48 ч после облучения измеряется наведенная γ-активность 239Рu по совпадениям (γ-квантов с энергией 106 кэВ и Х-излучения конверсии с энергией 104 кэВ). В детекторе топливного состава регистрируется сначала γ-активность продуктов деления с энергетическим порогом 1,2 МэВ, а затем значение порога снижается до 0,7 МэВ. Регистрируется при этом активность продуктов деления 235U и 233U. Число делений 235U в детекторе топливного состава определяется вычитанием из активности, зарегистрированной от него, активности детектора из обедненного урана. Детекторы предварительно физически взвешиваются в калибровочном спектре, и вводится поправка на различие в количестве ядер.
Описанный метод, как видно, не сложнее метода, описанного в п. 1.1. Он позволяет обойти трудности разделения спектра нейтронов и получить данные, которые можно сравнивать с расчетными по отдельным параметрам. Если нужны результаты с высокой точностью, то можно применить оба метода определения К∞. Таким образом, получаем два независимых измерения К∞ методом баланса нейтронов.
