Физические исследования ВВЭР - Эксперименты в обоснование активных зон реакторов ВВЭР

Глава 1
ИЗМЕРЕНИЯ НА ПОДКРИТИЧЕСКИХ И КРИТИЧЕСКИХ СБОРКАХ

1. Эксперименты в обоснование активных зон реакторов ВВЭР

Легкая вода — один из первых замедлителей, предложенных для ядерных реакторов. Однако, как было показано в первоначальных расчетах, вследствие относительно большого сечения захвата тепловых нейтронов водородом нельзя создать размножающие системы с топливом из естественного урана и водой в качестве замедлителя. При более тщательном учете эффекта размножения на быстрых нейтронах и оптимальном расположении стержней из естественного металлического урана в воде получался коэффициент размножения, близкий в бесконечных решетках к единице. Поэтому требовалась тщательная экспериментальная проверка возможности создания уран-водных систем.
С появлением обогащенного урана вода стала конкурентоспособной с графитовым и тяжеловодным замедлителями. С пятидесятых годов началось интенсивное теоретическое и экспериментальное изучение физики цепной реакции деления в уран-водных решетках в целях создания дешевого энергетического реактора. Вначале исследовались принципиальные возможности осуществления цепной реакции деления и количественно оценивались особенности реактора. Разрабатывались методы исследования нейтронно-физических величин, характеризующих уран- водные решетки. По результатам измерений проверялись и корректировались методы расчета.
Исследования физических свойств уран-водных размножающих систем были начаты с определения критических размеров однородных решеток. Такие эксперименты давали возможность приближенно оценить изотопный состав топлива для будущего реактора и проверить правильность методов расчета критических объемов. Для этих целей экспериментально исследовали пространственное распределение потока нейтронов в сборках цилиндрической формы из естественного и низкообогащенного урана. Эксперименты проводили в сборках различной конфигурации: естественный уран (металлический или в виде двуокиси урана) в центре, а обогащенная до 2% уран-магниевая керамика на периферии; сборки набирались из перемежающегося топлива. Кроме того, при исследованиях на разных сборках меняли объемное водо-урановое отношение. Измеряли распределения активации медной фольги и числа делений миниатюрной камерой деления с естественным ураном. По данным этих измерений, с учетом того, что стационарное распределение потока тепловых нейтронов в области, удаленной от границ и источников, описывается волновым уравнением, определяли материальные параметры исследуемых систем и коэффициент размножения нейтроновЗначения M2 брали из работы [8].
Эксперименты проводили при нормальных условиях. Проведенные по результатам экспериментов оценки показали, что для реактора с топливом из двуокиси урана, обладающего большой плотностью потока, и с высокой температурой замедлителя в активной зоне среднее обогащение топлива должно быть 1,5%.
Одними из самых ранних были и исследования эффекта размножения на быстрых нейтронах (μ), большое значение которого в уран-водных решетках, как предполагали, могло бы скомпенсировать поглощение тепловых нейтронов водой. Исследованию этого эффекта было уделено первоочередное внимание: были разработаны три методики, позволяющие измерить отношение числа разделившихся в топливе ядер 238U и 235U — М/М. Одна из них позволяла определить М/М из измерений кадмиевого отношения для детекторов из высокообогащенного и естественного урана. Описание двух других приведены ниже.
Изучение условий существования самоподдерживающейся цепной реакции деления в системе топливо — замедлитель и определение коэффициента размножения нейтронов — основные вопросы физики и техники ядерных реакторов. В общем случае коэффициент размножения зависит от размеров реактора, свойств материалов, входящих в активную зону, температуры и т. п. Для чисто тепловых реакторов (графитового и тяжеловодного), в которых почти все деления происходят при тепловой энергии нейтронов, коэффициент размножения бесконечно большого реактора с такими же локальными свойствами, как и рассматриваемый, хорошо описывается классическим соотношением:
К∞ = μφθνэф,                                      (1.1)
где μ — коэффициент размножения на быстрых нейтронах; φ — вероятность избежать резонансного захвата при замедлении нейтронов; θ — коэффициент использования тепловых нейтронов; νэф — эффективное число вторичных нейтронов на один поглощенный в 235U нейтрон. При таком определении спектр нейтронов в реакторе разделяется на соответствующие энергетические интервалы: быстрые нейтроны (до пороговой энергии деления 238U), резонансные и тепловые нейтроны. Деление 235U, деление и резонансный захват в 238U происходит в неперекрывающихся энергетических областях.
В жестких спектрах нейтронов, характерных для тесных уран-водных решеток, процессы деления 238U и резонансного захвата в нем, деления 235U нельзя рассматривать происходящими в строго разграниченных областях. В этих решетках увеличивается доля деления 238U быстрыми, a 235U резонансными нейтронами.
В разработанном для исследования реакторов ВВЭР экспериментальном методе [9] спектр нейтронов не разделяется на части, а рассматривается цикл Ферми (что соответствует формуле четырех сомножителей для теплового реактора), заканчивающийся при делении 235U нейтронами любых энергий. Такое представление весьма удобно для проведения экспериментальных исследований, так как для исследования спектра нейтронов по частям используются обычно пороговые детекторы. Однако не существует элементов с граничными энергиями, которые позволили бы выделить энергетические области радиационного захвата и резонансного поглощения в 235U, что желательно, если проводить эксперименты, как было предложено в работе [10]. Существует возможность исследования тепловой и резонансной областей спектра нейтронов раздельно, применяя кадмий. Но использование кадмия приводит к неопределенности энергии разграничения этих областей, а также сильно влияет на измеряемую величину. Экспериментально изучить это влияние трудно.
В реакторах с К∞ близким к единице для определения коэффициента размножения достаточно установить полный баланс нейтронов. Для цикла Ферми в указанном выше предположении и при допущении, что деление 235U нейтронами любых энергий равноценно, коэффициент размножения бесконечно протяженной решетки, определенный из условия баланса нейтронов, имеет вид
(1.2) где — вероятности того, что родившиеся нейтроны при замедлении вызовут деление 235U или 238U; v5 и v8 — средние числа вторичных нейтронов на одно деление 235U и 238U соответственно.
Представим формулу для К∞ в каноническом виде и определим входящие в нее сомножители, не деля спектр на части. При этом учитываем, что в элементарной ячейке уран-водной решетки нейтроны захватываются топливом (235U и 238U), замедлителем, конструкционными материалами, водой, оболочкой твэла с соответствующими вероятностями W5, W8, Wз, Wоб, а вероятности радиационного захвата в.
В одном топливном цикле вероятности связаны между собой соотношениями Wоб=1. Тогда
(1.3)

При исследовании решеток реакторов ВВЭР этим методом использовались детекторы из обедненного и естественного урана, так как исследования проводились в решетках с топливом из естественного урана. Отношение определяли по одновременному счету числа делений в слоях с обедненным и обогащенным ураном при облучении в топливе исследуемой решетки. Детекторы помещали при облучении в миниатюрную двойную камеру абсолютного счета. Предполагали, что малая толщина детекторов (около 0,25 мг/см²) и специальная конструкция камеры, исключающая краевые эффекты, создают условия для регистрации абсолютного числа делений в детекторах.
Для определения числа ядер эти же детекторы помещались в другую двойную ионизационную камеру. Камера облучалась дважды: в потоке тепловых нейтронов (в тепловой колонне уран-графитового реактора) и в потоке быстрых нейтронов с Е~14 МэВ, который создавался ускорительной трубкой. Измерения числа делений в детекторах позволили определить значения отношений N5o/Nе2 и N8о/8е. Эти же отношения определяли по результатам измерения β-активности собранных на органическое стекло осколков деления после облучения пакета из детекторов и оргстекла в тех же спектрах нейтронов.
Отношение П8о/Пе, нужное для определения Π8/Π5, измеряли в тонких слоях естественного урана, помещенных в ионизационную камеру абсолютного счета, и в пленках из органического стекла, содержащих обедненный уран. Полное число нейтронов, испытавших радиационный захват в 238U, определяли по абсолютному счету β-распада 239U в 4π-счетчике. При измерении П8 слои обедненного урана облучали в кадмиевых фильтрах толщиной 0,75 мм. Отношение ядер N8e/N5o определяли по измеренной β-активности 239U, образовавшегося при облучении детекторов в поле надкадмиевых нейтронов.
Значение Пe — полное количество ядер, разделившихся в тонком слое откалиброванного детектора за время облучения, определяли по измеренной β-активности осколков деления, собранных на подложку. Калибровку детекторов проводили в урановом блоке исследуемой решетки, в камере абсолютного счета делений.
Другой метод, применявшийся для определения отношения поглощений, — «относительный» — не связан с нахождением абсолютного значения поглощения нейтронов в детекторах. Однако для калибровки детекторов при измерении этим методом необходимы известный энергетический спектр нейтронов и известная энергетическая зависимость сечений компонентов, входящих в состав исследуемой решетки.

Отношение поглощений в i-м и j-м компонентах элементарной ячейки

где Ni/Nj — отношение ядер соответствующих компонентов; Qi, Qj — сечения регистрируемых процессов; Ai/Aj — отношение наведенной активности детекторов (подложек при сборе осколков), облученных в исследуемой решетке; — отношение наведенной активности тех же детекторов, облученных в калибровочном спектре нейтронов ηkν — плотность, потока нейтронов в калибровочном спектре. Наведенную активность детекторов можно измерять любым способом, однако, одним и тем же, при измерениях в исследуемой решетке и в калибровочном спектре.
«Относительный» метод был использован для измерения отношенийВ том случае, если
поглощение нейтронов в отдельной компоненте элементарной ячейки (в замедлителе, оболочке, топливе и т. п.) зафиксировать трудно, можно использовать детекторы из материала, энергетическая зависимость сечения поглощения которого такая же, как у исследуемого компонента. Необходимо также подобрать соответствующую ядерную плотность детектора. В решетках ВВЭР, имеющих в своем составе воду и цирконий (оболочки твэлов), энергетическая зависимость сечения поглощения которых близка к закону 1/v, использовались детекторы из 51V для определения Пз и Поб:

где σi, 0 и σγ, 0 — сечения i-гo компонента элементарной ячейки и ванадия при энергии 0,0253 эВ, а индекс i соответствует воде или оболочке твэла. Поглощение нейтронов с делением 235U (П5 ) определяли по методу сбора осколков с фольг из обогащенного 235U; регистрировали наведенную β-активность осколков деления.

Оценка отношения П5/П5.

Для определения полного радиационного захвата нейтронов в 235U относительно числа делений в нем проводили расчеты, основанные на экспериментально определенном значении кадмиевого отношения поглощения в 235U в исследуемой решетке и имеющихся к тому времени экспериментальных данных о значениях η5 в подкадмиевой и надкадмиевой областях энергий. Расчеты показали, что для спектров нейтронов, соответствующих распределениям Максвелла с температурой 300 и 900 К, значение отношения можно считать постоянным. Для оценки его использовалось выражениеОтношение тех же поглощений в надтепловой области спектра нейтронов рассчитывалось аналогично на основании экспериментальных данных. В предположении, что спектр нейтронов уран-водной решетки в тепловой области энергий описывается распределением Максвелла, а в надкадмиевой — распределением Ферми, было получено полуэмпирическое выражение для расчета:


где— надкадмиевый эффект от деления 235U — определяется как обратная величина кадмиевого отношения, измеренная по делению 235U.
Методом измерения поглощений можно также определить начальный коэффициент воспроизводства топлива, определив его как отношение образовавшихся ядер 239Рu к числу сгоревших ядер 235U, т. е. в принятых обозначениях
Описанным методом можно проводить измерения в активных зонах, набранных как из отдельных твэлов, так и из кассет, в которые твэлы собраны. Если исследования проводятся на сборках, имеющих кассетную формацию (что и характерно для реакторов ВВЭР), то регулярность решетки нарушается стенками кассет и водяным зазором между ними, вызывающим всплеск нейтронов в периферийных ячейках кассеты; в этих же ячейках несколько изменится и спектр нейтронов. Изменения в потоке и спектре нейтронов приведут к тому, что значения отношения поглощений, измеренные в центре и на периферии кассеты, вследствие различия в энергетической зависимости сечений компонентов ячейки будут отличаться. Поэтому встает вопрос о среднем значении К∞, характеризующем бесконечно протяженную зону из кассет.. В этом случае, если твэлы в соседних с исследуемой кассетах имеют одинаковое обогащение, то для определения К∞ измеряются параметры размножения в центре и на периферии кассеты и определяется средневзвешенное значение:

где Νп и Νц — соответственно количество периферийных и центральных твэлов в кассете; — значения коэффициента размножения, измеренные в центре и на периферии.

 Следует иметь в виду, что периферийные твэлы, размещенные в углах кассеты, находятся в других условиях, чем твэлы на грани кассеты.
Описанным методом были исследованы коэффициент размножения и определяющие его отдельные сомножители в уран- водных решетках с топливом из естественного и слабообога- щенного урана. Еще раз экспериментально была показана непригодность использования естественного урана для топлива уран-водных решеток. Оценено обогащение, необходимое для осуществления самоподдерживающейся цепной реакции деления в уран-водных решетках, которое совпало со значением (1-2%), оцененным в экспериментах по определению критических размеров. Дальнейшие исследования по изучению нейтронно-физических свойств реакторов ВВЭР проводили с обогащенным топливом.