Автореферат диссертации на соискание учёной степени доктора

Вид материала

Содержание

В четвёртой главе
Нейтронное поле в ячейке Д-23 аттестовано ВНИИФТРИ в качестве вторичного опорного поля (ВОП-15) .

Подобный материал:

1 2 3 4 5 6

Примечание. В скобках приведена неопределённость измерений в процентах.

Сравнивая данные таблицы 5 (1994 г.) с данными таблицы 3 (1988г.), можно отметить увеличение плотностей потока тепловых и быстрых нейтронов в аналогичных каналах новой активной зоны после реконструкции реактора. Результаты эксперимента опубликованы в работах [18, 19].

Учитывая особую значимость работ по внутриреакторной спектрометрии в высокопоточных нейтронных полях, выполнен эксперимент по спектрометрии в активной зоне (ячейки 44, 52) и нейтронной ловушке (ячейки 2, 8, 21) реактора СМ. Облучение сборок ДНА проведено на пониженной мощности реактора. Использован тот же набор реакций, что и в эксперименте 1988 года. В связи с особыми условиями в этих точках, были разработаны специальные алюминиевые и кадмиевые капсулы небольших размеров, в которые помещались оптимизированные по массе наборы ДНА. Капсулы устанавливались в определённом порядке по высоте в тонкостенные трубки из нержавеющей стали, которые заполнялись гелием и герметично заваривались. Затем трубки специальным устройством загружались в ячейки АЗ и нейтронной ловушки. Облучение всех наборов ДНА проведено одновременно

Плотности потока нейтронов ячейках НЛ приведены в таблице 7 для мощности реактора 90 МВт [20].

Таблица 7

Плотность потока нейтронов в ячейках НЛ (бериллий), см-2 с-1

Параметр	2	8	21
Ф_ГР	2,20510¹⁵(4)	1,93010¹⁵(4,5)	1,45810¹⁵(4)
Ф_Т	1,98310¹⁵(4)	1,80010¹⁴(4,5)	1,20710¹⁵(4)
Ф_НТ	1,02410¹⁴(4,5)	1,02910¹⁴(5)	1,09210¹⁴(4,5)
Ф(0,1 МэВ)	1,22810¹⁵(12)	1,30010¹⁵(9)	1,52210¹⁵(9)
Ф(0,5 МэВ)	7,35910¹⁴(8)	7,75410¹⁵(8)	8,87410¹⁴(7)
Ф(1,0 МэВ)	4,66110¹⁴(3)	4,94010¹⁵(4)	5,59110¹⁵(3)
Ф(3,0 МэВ)	9,70610¹³(4)	1,08210¹⁵(4)	1,22410¹⁵(4)
Ф(0-20 МэВ)	5,03010¹⁵(8)	4,96010¹⁵(6)	4,97710¹⁵(6)

Примечание. В скобках приведена неопределённость измерений в процентах.

Аналогичные характеристики в активной зоне и канале 5 в таблице 8.

Таблица 8

Плотность потока нейтронов в реакторе СМ, см^-2 с^-1

Параметр	Ячейка 44 (АЗ)	Ячейка 52 (АЗ)	Канал 5 (вода)
Ф_ГР	2,23610¹⁴(6,5)	2,69010¹⁴(7)	1,19510¹⁵(5)
Ф_Т	1,00010¹⁴(8)	1,00410¹⁴(9)	1,13810¹⁵(4)
Ф_НТ	6,91110¹³(4)	9,08510¹³(6)	3,50810¹³(4)
Ф(0,1 МэВ)	1,54310¹⁵(8)	2,31010¹⁵(10)	4,14010¹⁴(8)
Ф(0,5 МэВ)	1,08010¹⁵(6)	1,62810¹⁵( 7)	2,43410¹⁴(5)
Ф(1,0 МэВ)	7,61510¹⁴(3)	1,15110¹⁵(5)	1,48410¹⁴(3)
Ф(3,0 МэВ)	1,85010¹⁴(3)	2,83510¹⁴(3)	3,06210¹³(3)
Ф(0-20 МэВ)	2,95210¹⁵(8)	4,21010¹⁵(8)	2,13510¹⁵(8)

Примечание. В скобках приведена неопределённость измерений в процентах.

В

осстановленные спектры нейтронов внутри НЛ и в одной из ячеек активной зоны и в канале с водой из 1-го ряда отражателя показаны на рис 9.

Рис. 9. Дифференциальные спектры нейтронов: -ячейка 2 ЦБТМ; -ячейка 8 ЦБТМ; --ячейка 21 ЦБТМ; -канал 5 (вода); ----ячейка 52 АЗ.

Спектры нормированы на единицу при интегральной плотности потока выше 3 МэВ. Для ячеек НЛ и канала 5 они формируются внутри слоя бериллиевого замедлителя приблизительно одинаковой толщины, поэтому они близки по форме между собой. Спектр нейтронов в активной зоне (ячейка 52, 44) формируется при небольшом количестве замедлителя - воды, что создаёт пониженную плотность потока тепловых нейтронов и заметную промежуточных. Это свойство и является особенностью реактора СМ.

Из сопоставления плотностей потока в самых напряжённых местах реактора видно, что в центре НЛ (ячейка 2) реализуется максимальная плотность тепловых нейтронов Ф_ГРпри Тэф=365⁰ К, превышающая плотность потока в ближайшем к АЗ канале в 2 раза, а в ячейках активной зоны почти в 10 раз. Этот эффект отражает физическую суть нейтронной ловушки в реакторе СМ.

Экспериментальные результаты применены для отладки и тестирования новых программ расчёта реактора СМ-3 и создания справочника по нейтронно-физическим характеристикам каналов облучения. Верификация программ расчёта проводилась по экспериментальным плотностям потока тепловых и быстрых нейтронов, по спектральным индексам и по скоростям реакций.

Для большинства сравниваемых точек получено согласие между расчётом и экспериментом по плотностям потока и скоростям реакций в пределах ±7 %. Различие в ~12 % наблюдалось для дальних каналов в отражателе 19, 21.

Экспериментальные спектры нейтронов использованы при расчете повреждающей дозы для различных металлов в каналах реактора СМ. На основе этих данных проводят планирование экспериментов по облучению материаловедческих образцов и изделий.

После модернизации НЛ (замена бериллия на воду), которая имела цель оптимизации и увеличения производительности накопления радиоактивных изотопов, выполнен эксперимент по определению спектральных плотностей потока нейтронов по объёму ловушки. Техника облучения и наборы ДНА аналогичны предыдущему эксперименту. Интегральные плотности потоков нейтронов в трёх ячейках НЛ с водой приведены в таблице 9

Таблица 9

Характеристики нейтронных полей в ячейках НЛ с водой, см^-2 с^-1

Параметр	3	10	23
Ф_ГР	2,2610¹⁵ ( 4)	2,1210¹⁵ (3)	1,8310¹⁵ (4)
Ф_Т	1,9610¹⁵ ( 3)	1,6110¹⁵ ( 3)	1,5910¹⁵ ( 3)
Ф_НТ	1,3110¹⁴ ( 3)	1,0010¹⁴ ( 3)	1,2310¹⁴ ( 3)
Ф(0,5 МэВ)	8,0010¹⁴ ( 3)	8,2310¹⁵ ( 4)	8,9210¹⁵ ( 4)
Ф(1,0 МэВ)	5,1210¹⁴ ( 3)	5,2610¹⁴ ( 3)	5,6610¹⁴ ( 3)
Ф(3,0 МэВ)	1,0910¹⁴ ( 3)	1,1310¹⁴ ( 3)	1,2010¹⁴ ( 3)
Ф(0-20 МэВ)	4,9210¹⁵ ( 7)	4,9410¹⁵ ( 7)	4,8810¹⁵ ( 7)

Примечание. В скобках приведена неопределённость измерений в процентах.

Из данных таблиц 7 и 9 можно определить, что градиент потока тепловых нейтронов по радиусу ловушки уменьшился примерно от 1,5 до 1,2, что важно для увеличения производительности накопления радионуклидов и соответствует цели изменения конструкции ловушки [20].

Выполнена работа по ретроспективной дозиметрии корпуса СМ, с использованием наборов (ДНА), установленных рядом с образцами–свидетелями. Расположение образцов показано на рис. 6. Через8 лет облучения накопленный флюенс на образцах – свидетелях (и на стенке реактора) составил 1,1310¹⁹ см^-2 для Е1,0 МэВ. По экспериментальным данным выполнено тестирование программ MCU-RFFI/A c использованием библиотек БНАБ и ТЕПКОН и программы MCNP-A по расчёту плотностей потока на внутренней поверхности корпуса реактора [21].

В четвёртой главе изложены результаты проведённой спектрометрии нейтронных полей в быстром реакторе с натриевым теплоносителем БОР-60. Получены нейтронно-физические характеристики для каналов активной зоны и бокового экрана, для вертикальных каналов, расположенных за корпусом реактора, для горизонтального канала ГК-1.

Эксперименты на новом методическом уровне были проведены в канале ВЭК-4 и ячейке в активной зоне Д-23. Канал ВЭК-4-один из девяти вертикальных каналов за корпусом реактора. Основной формирователь спектра нейтронов–железо конструкционных материалов. Ячейка Д-23 расположена на краю активной зоны в пятом ряду на расстоянии 19,6 см от центра и является стартовой для бокового экрана. Общая схема реактора БОР-60 была показана на рис. 10.

Рис 10 Схема горизонтального разреза реактора БОР-60 на отметке +0,1м:

1-касательный канал; 2-тангециальный канал; 3-активная зона; 4-боковой экран; 5-радиационная защита корпуса и теплоизоляция; 6- ниша в защите; 7-радиальный канал; 8-железная окалина; ВЭК- вертикальные экспериментальные каналы.

Методика получения экспериментальных данных по плотностям потока и спектрам нейтронов потребовала изменений. Процедура экранирования активационных детекторов бором или кадмием оказалась малоэффективной. Выросла значимость поправок на резонансное самоэкранирование, что потребовало разработки методики её расчёта. Значительное отличие формы спектров нейтронов в быстром реакторе от спектров нейтронов в реакторах типа СМ-2, привело к корректировке наборов ДНА.

При облучении ДНА в канале ВЭК-4 измерены скорости таких пороговых реакции: ¹⁰³Rh(n, n’), ¹¹¹Cd(n, n’), ⁵⁴Fe(n, p), ⁵⁸Ni(n, p), ⁶⁴Zn(n, p), ²⁰⁴Pb(n, n’), ²⁷Al(n, p), ²⁷Al(n, ), ⁹³Nb(n, 2n). Неопределённость измерений получена в интервале 6-12 %.

Полная плотность потока, полученная интегрированием по всему спектру нейтронов, с погрешностью 10% равна:

Ф(Е0,5 эВ)=2,1210¹³ см^-2с^-1.

Интегральная плотность потока для пороговой энергии 3 МэВ равна:

Ф(Е3,0 МэВ)=(1,03.  0,15)10⁹ см^-2с^-1.

При облучении ДНА в ячейке Д-23 дополнительно получены скорости реакций: ²³⁷Np(n, f), ¹¹⁵In(n, n’), ²³⁸U(n, f), ²³⁵U(n, f), ⁴⁶Ti(n, p), ⁴⁷Ti(n, p), ⁴⁸Ti(n, p), ⁵⁶Fe(n, p), ⁵⁹Co(n, ), ⁵¹V(n, ), ⁵¹V(n, ), ⁸⁹Y(n,2n), ⁹⁰Zr(n,2n). Из-за высокой интенсивности нейтронного потока и жесткого спектра увеличено число определяемых реакций для ячейки Д-23. Погрешность измерений не превышала 5 %.

Для ячейки Д-23 при мощности реактора 60 МВт полная плотность потока нейтронов составила Ф=(2,5 0,10)10¹⁵ см^-2с^-1. Для других пороговых энергий получено:

Ф(Е0,1 МэВ)=1,7110¹⁵  10 % см^-2с^-1.

Ф(Е3,0 МэВ)=1,0310¹⁴  8 % см^-2с^-1.

Восстановленные спектры в сравнении со спектром деления урана-235 показаны на рисунке 11. Все спектры нормированы на величину интегральных потоков.

Рис.11. Дифференциальные спектры нейтронов:

-ВЭК-4; -Д-23, -деления²³⁵U(n,f)

В скорости (n,)-реакций введены поправки Gr на резонансное самоэкранирование. По спектрам нейтронов рассчитаны эффективные сечения для мониторных пороговых реакций: ⁵⁸Ni(n,p)⁵⁸Co, ⁵⁴Fe(n,p)⁵⁴Mn, ⁴⁶Ti(n,p)⁴⁶Sc, ⁹³Nb(n,n’). Неопределённость эффективных сечений составила 4 %.

Нейтронное поле в ячейке Д-23 аттестовано ВНИИФТРИ в качестве вторичного опорного поля (ВОП-15) .

Проведено сравнение расчётных и экспериментальных спектров, плотности потока нейтронов, скорости реакций для ячейки Д-23 [22]. Расчёты выполнены по программам расчёта в гексагональной и цилиндрической геометрии (TRIGEX, YAR, DRZ). По программе TRIGEX и программой подготовки сечений APAMAKO-2F проводили шестигрупповой расчёт в трёхмерной гексагональной геометрии. Комплекс НФ-6 предназначен для двумерного расчёта реактора в приближении (DRZ) и гексагональной геометрии (YAR) с ядерными константами БНАБ-78

В расчётах были смоделированы все условия проведения эксперимента. Состав ТВС и геометрия загрузки соответствовали реальному состоянию активной зоны и бокового экрана. По программе YAR получен спектр на уровне центра АЗ. По программам TRIGEX, DRZ рассчитаны спектры по высоте АЗ и скорости реакций ⁶³Cu(n,), ⁵⁸Ni(n,p), ²⁷Al(n,).

Получено, что в энергетической области 100 эВ - 10,5 МэВ формы расчётного и экспериментального спектра подобны. Расчётное значение доли нейтронов Е 0,1 МэВ на 10% меньше экспериментального, т.е. расчётный спектр несколько мягче. Полная плотность потока нейтронов в ячейке Д-23 на уровне центра АЗ при мощности реактора 60 МВт составила по эксперименту 2,1·10¹⁵ см^-2·с^-1, а по программам TRIGEX и DRZ 2,0910¹⁵ см^-2·с^-1 и 2,11·10¹⁵ см^-2·с^-1 , соответственно. Относительные распределения экспериментальных и расчётных скоростей реакций неделящихся нуклидов по высоте АЗ одинаковы. Сделан вывод, что имеется согласие по экспериментальным и расчётным значениям абсолютной плотности потока нейтронов. Однако наблюдается заметное расхождение по спектру в высокоэнергетической (Е3МэВ) и низкоэнергетической (Е 100 эВ) областях спектра нейтронов.

Проведён эксперимент по исследованию энергетических спектров нейтронов во всём интервале возможных изменений внутри активной зоны и бокового экрана. Для эксперимента были выбраны пять ячеек: Д-23, пятый ряд, Б-41, шестой ряд, Е-30, седьмой ряд, Б-34, восьмой ряд, Д-04, девятый ряд.

Активная зона реактора при проведении эксперимента сформирована из 44 тепловыделяющих сборок с уран-плутониевым топливом и 42 с урановым. В боковом экране 86% сборок содержали обеднённый уран, 14% с исследуемыми образцами.

Для измерения НФХ в выбранных ячейках реактора сформировано пять наборов, которые включали резонансные, пороговые и делящиеся детекторы. Все ДНА представляли собой металлические диски с диаметрами 3мм, 5 мм, 10 мм. Делящиеся ДНА (кроме нептуния) изготавливали из хорошо прокатанной металлической фольги толщиной 0,02 мм. Нептуний использовали в виде порошка Np₂O₃. Число ядер ²³⁷Np в отдельном детекторе определяли по линии E=311 кэВ ²³³Pa, продукта -распада ²³⁷Np. .Металлические фольги и порошок нептуния помещали в чашечки из ванадия (толщина стенки 0,01 мм, диаметр 5,2 мм и высота 1,5 мм), которые герметично заваривали лазерной сваркой. Резонансные детекторы из марганца, индия, золота, лантана представляли собой сплав активируемого изотопа с алюминием в концентрации ~1%. В сравнении с первым экспериментом в ячейке Д-23 дополнительно измерены скорости реакций: ⁵⁰Cr(n,γ), ⁶⁴Zn(n,γ), ²⁰⁴Pb(n,2n), ⁹³Nb(n,n’), ²³²Th(n, γ)²³³Pa, ²³⁸U(n, γ), ²³²Th(n,f), ²³⁹Pu(n,f).

Организация эксперимента предусматривала одновременное облучение пяти ОУ в выбранных ячейках и одного ОУ в канале ВЭК-4 для контроля мощности. Измерения активности ДНА проводили на аппаратуре аттестованного комплекса ИКЭ-II-4. Получены абсолютные скорости реакций, нормированные скорости реакций, плотности потока нейтронов, дифференциальные и интегральные спектры нейтронов, спектральные индексы (отношения средних по спектру сечений реакций) для делящихся нуклидов: ²³⁵U, ²³⁸U, ²³²Th, ²³⁷Np, ²³⁹Pu.

Для определения скоростей реакций деления измерялась активность продукта деления ¹⁴⁰La (T_1/2=40,272 час, Еg =1596,2 кэВ). Была достигнута статистическая погрешность на уровне 0,2%. Неопределённость определения скоростей реакций изменялась в пределах (2-4)%. C наилучшей точностью (~1%) измерялась скорость мониторной реакции ⁵⁸Ni(n, p).

Абсолютные значения скорости реакций ⁵⁸Ni(n,p)⁵⁸Co для пяти ячеек Д-23, Б-41, Е-30, Б-34, Д-04, приведённые к мощности реактора 1 МВт, составили: 9,1710^-13, 6,8610^-13 , 3,8710^-13 , 1,6110^-13 , 1,1810^-13 с^-1 , соответственно.

Восстановление спектров нейтронов выполнено с помощью ИВК “MIXER”. Поскольку в активной зоне находилось заметное количество плутония и урана априорные спектры для восстановления строились на основе ранее полученных данных [23- 26].

Найденные значения плотностей потоков и средние энергии спектров даны в таблице 10.

Таблица 10

Плотность потока нейтронов и средняя энергия спектров, см^-2 ·с^-1

Параметр	Ячейки
Параметр	Д-23	Б-41	Е-30	Б-34	Д-04
Ф(>0 МэВ), 10¹⁵	2,25( 4,2)	2,04(4)	1,57(4,7)	0,99(3,2)	0,83(3)
Ф(>0,1 МэВ), 10¹⁵	1,76( 2,5)	1,51(3)	1,04(4)	0,55(3)	0,43(3)
Ф(>0,2 МэВ), 10¹⁵	1,44(4,0)	1,20(4)	0,80(4)	0,41(3)	0,32(3)
Ф(>0,5 МэВ), 10¹⁴	9,50 (4)	7,56(4,6)	4,72 (5)	2,21 (5)	1,74 ( 4)
Ф(>1,0 МэВ), 10¹⁴	5,56( 4)	4,40(4)	2,60(3)	1,13(4)	0,86(4)
Ф(>3,0 МэВ), 10¹³	10,7( 6)	8,00(8)	4,45(4,5)	1,81(6)	1,30(5)
Eср, кэВ	778	687	530	388	359

Примечание. В скобках приведена погрешность измерения в процентах без учёта погрешности определения мощности реактора.

Наборы ДНА облучали одновременно при фиксированной мощности реактора. Погрешность мощности (<5%) входит одинаково во все значения потоков и её можно внести в данные по известным правилам. Плотность потока нейтронов с энергией выше 0,2 МэВ и спектр нейтронов используют для оценки повреждаемости при облучении графитовых изделий. Плотность потока для Е>0,5 МэВ используют для оценки скорости дозы повреждений при облучении корпусных сталей.

Эффективные сечения _эф рассчитывались с помощью сечений реакций из стандартизованных библиотек, входящих в программный комплекс “MIXER” . Неопределённость _ включала погрешность исходных сечений и разброс значений _эф в пяти спектрах реактора. Мониторные коэффициенты рассчитывались после расчёта эффективных сечений с целью создания системы определения флюенса по мониторам сопровождения. Полученные результаты приведены в таблице 11.

Таблица 11

Эффективные сечения и мониторные коэффициенты

Реакция	Е_эф, МэВ	_эф+, мб	_, %	Км
⁹³ Nb(n, n’)	1,0	214	4,0	0,90110²⁴
⁵⁸Ni(n, p)	2,5	365	3,0	1,87210²⁴
⁵⁴Fe(n, p)	3,0	396	3,0	2,50110²⁴
⁴⁶Ti(n, p)	4,6	153	3,5	2,13510²⁵
⁶³Cu(n, )	7,0	41,4	3,5	4,68010²⁶
⁸⁹Y(n,2n)	12,7	924	3,0	1,53110²⁷

Полученные экспериментальные данные использованы в качестве тестового материала для отработки различных схем расчёта нейтронно-физических характеристик реактора БОР-60.

Д

ифференциальные спектры нейтронов для пяти ячеек в координатах (E·φ(E), lgE) приведены на рис. 12 в сравнении со спектром деления ²³⁵U(n,f). Здесь φ(E) дифференциальный спектр с размерностью (см^-2 с^-1 МэВ^-1). Спектры нормированы на свою интегральную плотность потока нейтронов Ф(>3,0 МэВ).

Рис. 12. Дифференциальные спектры нейтронов в координатах E·φ(E), lgE:

1- Д-04; 2- Б-34; 3- Е-30; 4- Б-41; 5- Д-23; 6--²³⁵U(n,f).

Подобие формы спектров нейтронов во всех ячейках можно отметить, но максимум спектра следующего ряда сдвигается в сторону меньших энергий. Экспериментальные данные представлены в работе [27].

Расчёт НФХ реактора проводили по комплексам тех же программ, что и в первом эксперименте. Детальный анализ сравнения расчётных и экспериментальных данных изложен в работе [28]. Сравнение расчётных и экспериментальных спектров в 26 групповом разбиении (группы системы констант БНАБ-78) показали хорошее согласии с данными всех программ, кроме программы TRIGEX, которая даёт более мягкий спектр

Отличие рассчитанных по всем программам долей нейтронов в области энергий 0,01-1,4 МэВ от экспериментальных составило не более 9 %. По интегральным плотностям потока нейтронов наименьшее различие с экспериментом имеет место для программы DRZ. Сделан вывод, что при расчётах спектральных характеристик в ячейках края АЗ и достаточно однородного по составу бокового экрана целесообразно использовать комплексы программ НФ-6 и YARFR.

Проведена экспериментальная и расчётная работа по оценке возможностей каналов реактора БОР-60 для нейтронно-активационного анализа (НАА) различных химических элементов. В случае применения НАА в нейтронных полях быстрого реактора, активация образцов реализуется на резонансных, промежуточных и быстрых нейтронах. При этом можно успешно реализовать резонансный характер реакций-(n,γ), что повышает избирательность анализа. Заметный вклад в активацию вносят и другие типы реакций: (n,n’), (n,p), (n,2n), (n,). Радиоактивный фон от матрицы образцов из-за отсутствия нейтронов с энергией ниже о,5 эВ снижается на 2-3 порядка. В результате происходит сближение условий активации для различных элементов, что приводит к заметному увеличению числа определяемых элементов. Эффективная практическая реализация этих преимуществ возможна при плотности нейтронного потока на уровне 10¹⁴-10¹⁵см^-2с-1, так как средний уровень сечений активации в спектрах быстрого реактора на 2-3 порядка ниже. Основные результаты изложены в работе [29]. Разработана расчётная модель НАА, позволяющая оценивать пределы обнаружения анализируемых в реакторе БОР-60 нуклидов. Измерена плотность потока и спектр нейтронов на выходе горизонтального канала. Показана перспективность его использования для нейтронной терапии.

Blog

Автореферат диссертации на соискание учёной степени доктора

Содержание