Содержание к диссертации
Введение
1. Изотопный состав и распределение урана-235 в необлученном топливе ирт мифи 14
1.1 Общее описание реактора ИРТ МИФИ 14
1.2 Описание конструкции ТВС и твэла 16
1.3 Расчет самопоглощение у-излучения в твэлах и ТВС 18
1.4 Метод измерений и Измерительная установка 22
1.5 Измерение распределения 235U по высоте ТВС итвэлов 26
1.6 Экспериментальное определение активной части твэла ТВС ИРТ-2М 29
1.7 Измерения относительного содержания 2 U в разных твэлах 31
1.8 Измерения изотопного состава ТВС итвэлов 31
1.9 Учет неравномерности распределения U по высоте ТВС в расчете 33
1.10 Учет в расчетной модели содержания 234U в топливе 34
1.11 Результаты 35
1.12 Выводы 36
2. Исследование нейтронного поля активной зоны ирт мифи актив анионными индикаторами 38
2.1 Индикаторы 38
2.2 Загрузка индикаторов в ТВС 39
2.3 Эксперименты 42
2.4 Результаты экспериментов 43
2.5 Сравнение результаты эксперимента с результатами расчета 46
2.6 Главные итоги исследования 47
3. Экспериментально-расчетное исследование поля энерговыделения и выгорания топлива ИРТ 48
3.1 Гамма- сканирование облученных ТВС 49
3.2 Измерительная установка 51
3.3 Процедуры измерения 54
3.4 История облучения 57
3.5 Обработка результатов измерений 59
3.6 Распределение энерговыработки по высоте ТВС 64
3.7 Распределение энерговыработки по активной зоне 68
3.8 Экспериментальное относительное выгорание ТВС 70
3.9 Сравнение показаний индикаторов с показаниями продуктов деления. 72
3.10 Краткое описание программы расчета выгорания топлива ИРТ МИФИ. 75
3.11 Сравнение экспериментальных данных с расчетными данными 76
3.12 Выводы 77
Заключение 79
- Описание конструкции ТВС и твэла
- Учет в расчетной модели содержания 234U в топливе
- Процедуры измерения
- Краткое описание программы расчета выгорания топлива ИРТ МИФИ.
Введение к работе
Одной из главных тенденций в развитии ядерной энергетики является повышение выгорания топлива, дающее большой экономический эффект за счет экономии ТВС [1-3]. Осуществление мер по увеличению выгорания необходимо контролировать специальными измерениями, подтверждающими соблюдение норм безопасности работы тепловыделяющей сборки (ТВС). Кроме того, данные о выгорании ТВС нужны для оценок остаточного содержания U (и Ри) в отработавших ТВС и соблюдения норм безопасности при тесном хранении выгруженных из реактора ТВС.
Выгорание ТВС определяется двумя взаимосвязанными терминами. Первый термин расчетный- глубина выгорания ТВС в процентах, т.е. процентное отношение разделившихся ядер на число делящихся ядер, первоначально присутствовавших в ТВС. Второй термин эксплутационный- энерговыработка ТВС, которая определяется путем распределения интегральной энерговыработки активной зоны по отдельным ТВС в соответствии с их энерговыделением. Первый термин является расчетным потому, что прямое измерение глубины выгорание практически невозможно. Второй является эксплутационным потому, что интегральная энерговыработка определяется по измеряемой тепловой мощности реактора. Энерговыработка пропорциональная количеству разделившихся ядер, поэтому глубина выгорания и энерговыработка являются взаимосвязанными терминами. В экспериментальных исследованиях выгорание определяется различными непрямыми методами. Для проведения контрольных измерений выгорания использовали: прямое гамма-сканирование, метод изотопных корреляций, измерение нейтронной активности отработавших ТВС, масс-спектрометрические анализы образцов отработавшего топлива[4]. Наибольшее число этих исследований проводилось на энергетических реакторах. В Российской Федерации (РФ) методы контроля выгорания разработаны в РНЦ "Курчатовский институт", РИАН, НИИАР[3,5-7]. Главными объектами исследований были ТВС энергетических водо- водяных реакторов разных типов. Наиболее часто для контрольных измерений выгорания применяют метод гамма- сканирования. Чаще всего измеряется продукт деления Cs в качестве монитора выгорания[8-13]. Основные факторы влияющие на погрешности измерения: большие размеры и масса ТВС, которые причиняют сильное поглощение излучения внутри ТВС; неравномерное выгорание топлива в объеме ТВС, что требует проведения измерений во многих точках (сканирование); помехи со стороны короткоживущих продуктов деления при измерениях долгоживущих осколков, что требует продолжительного высвечивания ТВС с момента окончания облучения до начала измерений Cs. Определение выгорания ТВС по гамма- спектрометрическому измерению
1 -7*7 абсолютного содержания Cs затрудняется необходимостью введения многих поправок. Требуются учесть: историю облучения; распад монитора во время выдержки топлива после облучения; начальное содержание тяжелых нуклидов в ТВС; самопоглощение и эффективность регистрации излучения детектором. По указанным причинам точность результатов определения выгорания невысокая. Применение для калибровок измерительной системы эталонного источника и особенно эталонной ТВС (аттестованной с помощью разрушающих измерений) позволяет упростить измерение и несколько повысить точность определения выгорания. Однако погрешность результатов остается невысокой (6-8 %).
Возможен другой подход, позволяющий получать более точные экспериментальные тесты для проверки расчетов. Такой подход возможен при анализах выгорания исследовательских реакторов. Именно такой подход был реализован в данной диссертации. Для построения тестов были использованы результаты относительных гамма-спектрометрических измерений всех ТВС, составивших загрузку активной зоны ИРТ в период времени с 18.05.1999 по
10.07.1999. В результате определяли относительное выгорание каждой ТВС по относительному содержанию Cs в ней. Также определяли вклад каждой ТВС в интегральную энерговыработку за последнюю кампанию по отношению содержания 95Zr в ней на сумму содержания Zr по всем ТВС, составившим рассмотренную загрузку активной зоны. Причем полученные данные во первых отмечались повышенной точностью и во вторых могли непосредственно служить для проверок расчетов. Ранее подобные исследования в РФ не проводились. За рубежом были выполнены лишь единичные эксперименты с отдельными ТВС исследовательского реактора [12-13], которые не носили комплексного характера.
Реактор ИРТ Атомного Центра МИФИ относится к универсальным исследовательским ядерным реакторам средней мощности. Реактор является гетерогенным водо-водяным на тепловых нейтронах реактором бассейнового типа. В реакторе используются тепловыделяющие сборки ТВС ИРТ-ЗМ, широко применяемые в реакторах типа ИРТ и ВВР-СМ. Глубина выгорания топлива на ИРТ МИФИ рассчитывается с помощью программы нейтронно-физического расчета TIGR исходя из измеренных значений интегральной энерговыработки [14-15]. Расчеты выгорания топлива ИРТ затруднены большой неравномерностью нейтронного поля в активной зоне и сложной историей облучения отдельных ТВС. Облучение длится несколько лет. За это время многократно изменяется уровень мощности реактора и положение ТВС в активной зоне. Кроме того, погрешность экспериментального определения мощности составляет 5-10 % и вносит существенный вклад в погрешность расчета глубины выгорания. Отсюда возникает необходимость более точного экспериментального исследования выгорания топлива ИРТ МИФИ. Главные особенности эксперимента на исследовательских реакторах типа ИРТ следующие: - число всех ТВС, составляющих одну загрузку активной зоны, невелико.
Поэтому все они могут быть измерены и это позволит определить вклады каждой из них в интегральную энерговыработку. Именно данные о вкладах определенных ТВС требуются для тестирования расчетов; самопоглощение гамма- излучения внутри ТВС ИРТ мало (высокообогащенное топливо, концентрация урана в алюминиевой матрице мала). Несмотря на неравномерность хода нейтронных процессов в поперечном сечении ТВС, все твэлы вносят почти не искаженные вклады в измеренную величину; гамма-сканирование ТВС дают распределение процесса по высоте ТВС и характеризуют влияние органов СУЗ на эти распределения. Такая информация нужна для детального тестирования расчетов.
Актуальность проблемы:
Актуальность проблемы, решаемой в диссертации, определяется необходимостью экономной и безопасной эксплуатации исследовательских реакторов. Это в частности требует рационального расходования ТВС, т.е. максимального приближения реального выгорания к запланированному выгоранию топлива, что обеспечивается достаточно точными расчетами. Расчетная величина всегда имеет погрешность, и требование безопасной эксплуатации реактора не позволяет приблизить выгорание ТВС к максимально допустимому значению ближе чем, на величину этой погрешности. Различие между расчетной величиной выгорания и реально допустимой обеспечивает безопасность, но ведет к экономическим потерям. Поэтому повышение точности расчетного выгорания является важным условием улучшения экономических показателей эксплуатации реактора.
Погрешность расчетов определяют путем сравнения расчетных значений с экспериментальными данными. Значимое различие между экспериментальными и расчетными значениями, требующее коррекции расчета, наблюдается в случае, если оно превосходит ошибку эксперимента. Поэтому для проверки и коррекции расчетов требуется достаточно точная экспериментальная информация. В настоящее время для расчетов нейтронных полей и процессов, в том числе, энерговыделения и выгорания топлива ИРТ МИФИ применяют расчетную программу TIGR [16]. Для проверки расчетов по этой программе ранее использовались результаты измерений эффектов реактивности. Известно, что такие измерения характеризует реактор в целом. Описанные в диссертации эксперименты дали подробную информацию о параметрах отдельных ТВС (в том числе об их относительном выгорании). Точность полученных данных достаточно высока, что позволяет использовать их для более детального тестирования расчетов.
Цель работы:
Целью диссертационной работы явилось комплексное исследование характеристик энерговыделения и относительного выгорания всех ТВС, одновременно работавших в активной зоне реактора ИРТ МИФИ методом гамма-сканирования. При этом точность полученных данных должна быть достаточна для их использования для проверки расчетов.
В соответствии с целью работы ставились и решались следующие задачи: исследование необлученных ТВЭЛ и ТВС ИРТ неразрушающим методом гамма-сканирования для определения содержания ' U, его распределения по высоте твэлов, обогащения топлива, границ топливного столба, коэффициента неравномерности и отличий содержания U в разных твэлах; исследование нейтронного поля внутри нескольких ТВС активной зоны с помощью активационных индикаторов из Со, 63Си и 93Nb; гамма- сканирование всех ТВС, составивших загрузку активной зоны ИРТ в период времени с 18.05.1999 по 10.07.1999; получение распределения относительного содержания продуктов деления l40La, Zr и 137Cs по высоте отдельных ТВС и по активной зоне; определение распределения относительной энерговыработки ТВС (за разные периоды ее эксплуатации) по высоте отдельных ТВС и по активной зоне, используя распределения вышеуказанных продуктов деления; определение относительного выгорания каждой ТВС; - сравнение экспериментальных результатов с расчетными данными, полученными по программе TIGR.
Научная новизна:
Научная новизна работы заключается в том, что: получен комплекс данных, включающий характеристики необлученного и облученного топлива, поля нейтронов в активной зоне и процесса деления в ТВС в разные периоды их работы в реакторе; осуществлены неразрушающие гамма- спектрометрические измерения относительных энерговыработки и выгорания всех одновременно работавших ТВС активной зоны реактора ИРТ; обеспечена точность результатов измерений необходимая для использования полученных экспериментальных данных в качестве тестов для проверки расчетов; проведено сравнение экспериментальных данных и значений полученных путем расчетов по программе TIGR.
Практическая значимость работы:
Получен набор экспериментальных данных, который может служить для тестирования расчетных программ, применяемых на исследовательских реакторах; сравнение экспериментальных данных с результатами расчетов по программе TIGR позволило определить реальную точность расчета; создана экспериментальная установка для сканирования облученных ТВС ИРТ МИФИ; создано оборудование для загрузки и выгрузки активационных индикаторов, внутри рабочих ТВС в активной зоне ИРТ.
Автор защищает: набор экспериментальных данных для проверки и коррекции расчетов; заявленную точность, экспериментально полученных относительных значений энерговыработки и выгорания всех ТВС, составивших вышеуказанную загрузку активной зоны ИРТ; технологию определения относительного выгорания и энерговыработки ТВС ИРТ; технологию облучения активационных индикаторов в ТВС, работающих в активной зоне ИРТ.
Апробация работы
Материалы диссертации докладывались на научных сессиях МИФИ (1999, 2000) и на зимней школе ПИЯФ.
Публикации
По основным материалам диссертации опубликованы:
1. Бушуев А.В., Хаддад К., Зубарев В.Н., Портнов А.А., Квасов. В.И. Распределение урана в топливе ИРТ МИФИ и его обогащение. Отчет МИФИ, 1999, г.р. №02.99.0001219. - Где собственный вклад автора состоял в проведении экспериментов с необлученными ТВС и твэлами и обработке результатов измерений.
2. Бушуев А.В., Хаддад К., Зубарев В.Н., Портнов А.А., Квасов В.И., Щуровская М.В. Изотопный состав и распределение топлива в ТВС ИРТ МИФИ. М.: МИФИ / Препринт, 005-2000, 2000. - Где собственный вклад автора состоял в проведении экспериментов с необлученными ТВС и твэлами и обработке результатов измерений.
3. Бушуев А.В., Хаддад К., Зубарев В.Н., Щуровская М.В., Портнов А.А., Измерения с активационными индикаторами в активной зоне ИРТ МИФИ. Отчет МИФИ, 2000. - Где собственный вклад автора состоял в участии в экспериментах с индикаторами и обработке результатов измерений.
4. Бушуев А.В., Зубарев В.Н., Кожин А.Ф., Хаддад К., Алферов В.П., Портнов А.А., Щуровская М.В. Экспериментально-расчетное исследование поля энерговыделения и выгорания топлива ИРТ. Атомная энергия. 2000. Т. 88. Вып.6. - Где собственный вклад автора состоял в участии в экспериментах с облученными ТВС; обработке результатов измерений; участие в совместном анализе экспериментальных и расчетных данных; участие в анализе источников систематических погрешностей; вычислении поправок на самопоглощение и геометрию измерения.
Содержание работы
Работа состоит из введения, трех глав и заключения.
В первой главе дано описание экспериментального исследования изотопного состава и распределения топлива в необлученном топливе ИРТ МИФИ. Также дано краткое описание учета полученных экспериментальных данных в расчетной модели нейтронно-физической программы TIGR, по которой рассчитывают нейтронное поле и выгорание ТВС в реакторе ИРТ-МИФИ [17]. Для исследования целой ТВС использовались две необлученные ТВС ИРТ-ЗМ (восьмитрубные), а для исследования отдельного твэла использовались семь необлученных четвертых твэлов из ТВС ИРТ-2М. Для исследования состава необлученного топлива использовался метод гамма-сканирования. Измерения проводились с использованием гамма-спектрометрической системы U-PU InSpector. Содержание U в исследуемом изделии (ТВС или твэл) измерялось по интенсивности его собственной гамма- линии 185,72 кэВ. Изотопный состав определялся по программе MGAU[18]. Для определения неравномерности распределения топлива в ТВС (или твэл) было проведено гамма-сканирование по высоте каждого исследуемого изделия. Для определения длины активной части твэла ТВС ИРТ-2М было проведено более детальное сканирование на краях. Результаты этого исследования были использованы для интерпретации результатов последующего гамма- сканирования облученных ТВС и для уточнения исходных данных программы TIGR.
Во второй главе описано исследование нейтронного поля активной зоны ИРТ МИФИ активационными индикаторами. Были проведены четыре эксперимента, в каждом из них были облучены две одинаковых группы индикаторов в двух ТВС. Каждая группа индикаторов состояла из ниобиевого, длинного медного и кобальтового индикаторов. Медные и кобальтовые индикаторы широко используются для исследования поля тепловых нейтронов [19-22] а ниобиевые индикаторы для исследования поля быстрых нейтронов [23]. Во всех экспериментах одна группа индикаторов была облучена в ТВС №185, что позволило относить активность каждого индикатора к активности аналогичного индикатора в ТВС №185. Благодаря длинным медным индикаторам были получены распределения плотности потока тепловых нейтронов по внутренней оси исследуемых ТВС. Полученные экспериментальные данные сравнивались с данными, полученными по программе TIGR, и была оценена погрешность расчета.
В третьей главе описано комплексное экспериментальное исследование методом гамма-сканирования характеристик всех ТВС активной зоны реактора ИРТ-МИФЩ24], составивших загрузку активной зоны ИРТ МИФИ в период времени с 18.05.1999 по 10.07.1999. История облучения исследованных ТВС позволила разделить энерговыработку каждой ТВС за разные периоды ее облучения. За каждый период из них отвечает содержание определенного продукта деления, накопившегося в результате деления. Использованные продукты деления были [] }La (Еу=1596,2 кэВ), дочерний изотоп продукта деления ,40Ва (Т1/2 =12,75 суток.), 95Zr (Т,/2=64,02 суток., ^,=724,2 кэВ и Еу2=765,8 кэВ) и " Cs (Ті/2 =30,07 г., Еу=661,7 кэВ)]. Исследование облученных ТВС было проведено с помощью измерительной установки сканирующего типа. Относительное содержание продукта деления была вычислено по интенсивности его собственной гамма- линии после введения необходимых поправок. С помощью полученных распределений вышеуказанных продуктов деления по высоте отдельных ТВС и по ТВС активной зоны были определены распределения энерговыработки по высоте отдельных ТВС и по всем ТВС активной зоны. Кроме того, относительные активности краткоживущих продуктов деления были сопоставлены с относительными активностями индикаторов, которые были облучены в тот же период времени, когда были образованы измеренные продукты деления. Также экспериментальные величины были сопоставлены с соответствующими расчетными данными, полученными по программе TIGR. При этом расчетное значение относительного количества выгоревшего U, было сопоставлено с экспериментальным значением относительного содержания накопившегося продукта деления. Таким образом, была проведена проверку расчета.
Описание конструкции ТВС и твэла
ТВС ИРТ-ЗМ [14-15, 25] состоит из восьми концентрично распложенных трубчатых твэлов (семь квадратного и один круглого сечения), головки, хвостовика и вытеснителя (рис.2). Несущим элементом ТВС является первая труба, соединенная с головкой и хвостовиком. Дистанционирование твэлов в ТВС осуществляется гребенками головки и хвостовика. Каждый твэл, входящий в состав ТВС ИРТ-ЗМ, -2М, представляет собой трехслойную трубу и состоит из сердечника, оболочки и заглушки. Оболочка с заглушкой защищают сердечник от воздействия окружающей среды, предотвращают выход из него продуктов деления в теплоноситель. Материал оболочек и заглушек твэлов, головок и хвостовиков - алюминиевый сплав. Материал сердечников твэлов - двуокись урана, диспергированная в алюминиевой матрице. Алюминий широко используется в качестве матрицы и оболочек в исследовательских реакторах, так как температура теплоносителя не превышает 100С и коррозия оболочек твэлов не представляет серьезной проблемы. Сердечники твэлов изготавливаются методом порошковой металлургии. Исходные материалы для ТВС ИРТ-ЗМ - порошок обогащенной UO2 и алюминиевый порошок. Необходимое количество смеси прессуют под давлением примерно 5,2 т/см . Потом сердечники покрываются сверху и снизу алюминиевыми листами. Требования к прочности алюминиевой оболочки не являются жесткими, так как топливо и оболочка полностью сцеплены[26-27]. Сердечники ТВС ИРТ-2М изготавливались из металлического урана, диспергированного в алюминиевую матрицу. В дисперсионных твэлах топливо окружено алюминиевой матрицей, что обеспечивает высокую теплопроводность и теплосъем. Частицы топлива имеют небольшие размеры и температурный градиент между центром и поверхностью частицы невелик, следовательно, поле температур в этом топливе является изотермическим, что не способствует растрескиванию топлива. Так как температура топлива не велика, то продукты деления удерживаются в топливной частице, распухание которой ограничено. В соответствии с паспортными данными на ТВС ИРТ [25] обогащение топлива по J U (массовая доля) - 90%. Общая длина ТВС - 880 мм, длина активного слоя, содержащего уран, составляет 580±20 мм. Коэффициент неравномерности распределения урана в сердечниках твэлов ИРТ-ЗМ на длине 200 мм от середины сердечника не более 1,15, а на остальной части сердечника -не более 1,3; для ИРТ-2М эти величины составляют 1,3 и 1,5 соответственно. 1.3 Расчет самопоглощение у-излучения в твэлах и ТВС Измерение состава ядерного топлива по методу гамма-сканирования обосновано на измерении интенсивности излучения радиоактивных элементов ядерного топлива.
Однако тепловыделяющая сборка (ТВС) имеет большой объем, что приводит к значительному самопоглощению. Поэтому поправка на самопоглощние является неизбежной, особенно при использовании низкоэнергетической гамма-линии [4]. Этот раздел посвящен расчету этой поправки. Допустим, что величина JTBC представляет собой наблюдаемая детектором интенсивность определенной гамма- линии измеренного нуклида, излучаемая элементом поверхности ТВС. Например, интенсивность собственной гамма-линии 235U (185,7 кэВ) в необлученной ТВС. Для того чтобы поправить JTBC на самопоглощение необходимо вычислять линейный коэффициент поглощения сердечника твэла// 2, пропускание сердечника для своего собственного излучения j3ce , пропускание сердечника Тсер, пропускание оболочки твэла f об и пропускание заглушки твэла Тзаг- С помощью вышеперечисленных величин вычисляется полную поправку /? на все поглощения в ТВС. - Вычисление jue2 - линейный коэффициент поглощения сердечника твэла: Из паспорта ТВС плотность U в сердечнике составляет 35 мг/см . Отсюда были вычислены массовые доли элементов (WJ), составляющих сердечника и его плотность. wu =0,27; wAi =0,68; Wo =0,03; р2 (плотность сердечника твэла)=3,5073 г/см3. Линейный коэффициент поглощения сердечника твэла jun вычисляется [28-29] соотношением 18 ju2 - массовый коэффициент поглощения сердечника твэла. - Вычисление пропускания твэла для своего собственного излучения (3 : Поток гамма-квантов данной линии /е0, излучаемый элементом поверхности сердечника, испытывает самопоглощение в сердечнике и ослабление при проходе через оболочки и возникает из оболочки твэла как [е: (4) (Лj - толщина оболочки d2 - толщина сердечника - Вычисление пропускание твэла Ттвэл для излучения, проходившего его: Поток гамма-квантов, проходивший через твэла, испытывает поглощение в заглушке, сердечнике и оболочке. Отсюда: (Із - толщина заглушки твэла - Вычисление поправки j3 на все поглощения в ТВС: Самопоглощение /5 в твэле ТВС и его пропускание Ттвэч как мы Уже показали (табл.1) очень маленькие, поэтому все граны твэлов ТВС вкладывают в наблюдаемую детектором интенсивность. Диаметр отверстья коллиматора достаточно маленький, при чем можно считать, что видимые части твэлов детектором являются параллельными одинаковыми по размеру и геометрии. Поэтому в детекторе попадает через коллиматор излучение из всех противоположенных граней твэлов ТВС и из каждого грана испускается один и тоже поток гамма-квантовjc. В соответствии с этим в детекторе попадает гамма-излучение из шестнадцати граней при измерении восмитрубной ТВС (рис.2) и из двенадцати граней при измерении шеститрубной ТВС. Когда /е проходит через один твэл, je ослабляется в f ОТЮ7раза, а при проходе п твэлов je ослабляется в (Ттвэт)" Раза- Поток у- квантов/твс, возникнувший из поверхности грана внешнего (первого) твэла ТВС состоит из потока у - квантов, возникнувшего из поверхности внешнего твэла и ослабленных потоков у - квантов, возникнувших из внутренних граней твэлов. Предположим что: /,у - Поток, излученный і- граном и приходящий на поверхность j- грани, тогда поток гамма квантов, попадавший в детекторе вычисляется формулой: N- число вкладывающих граней (12 иіб для шеститрубной и восмитрубной ТВС соответственно).
Поток гамма квантов /ТВС, попадавший в детекторе прямо пропорционален /е0. Однако поток гамма-квантов Je0, излучаемый элементом поверхности сердечника, прямо пропорционален содержанию излучающего нуклида. Исходя из этого, можно определить содержания элементов в ТВС с помощью их 1ТВС собственных линий. Если бы самопоглощения и ослабления не были, тогда получили бы в практике 1твсо = NIeQ, но мы получаем[твс. Исходя из этого, поправка на самопоглощение и ослабление: Для того чтобы выделить излучение только внешних твэлов в межтвэльные зазоры помещали экранирующие свинцовые пластины. При измерениях с ТВС вначале вставлялась свинцовая пластина толщиной 1,0 мм между первой и второй трубами и свинцовая пластина толщиной 1,5 мм между второй и третьей трубами, получили распределения урана по внешнему твэлу. При этом [ТВС вычисляется соотношением: толщиной 0,15 см. /гвс(1)=1,50/е Поэтому можно считать что в /тт?сО) главныи вклад исходит из грани первого твэла. После того как мы убрали пластину толщиной 1,0 мм, находившую между первой и второй трубами 1ТВс вычисляется соотношением: Это в практике значит, что главный вклад в величине (1твс( ) Ітвс УУ) исходит из грани второго твэла. Самым распространенным методом контроля содержания и изотопного состава урана в образцах и изделиях является гамма- сканирование. Сведения о гамма-излучениях изотопов урана даны в табл.2 [4]. По измеренной интенсивности определенных пиков в спектрах гамма- излучения урана находим его содержание отдельных изотопов. Для этого разработана специальные методики и аппаратуры. Нашей задачей была выбрать вариант решения. Наиболее подходящий к условиям сканирования твэлов и ТВС ИРТ с учетом их конструкции, размеров, состава и др. Анализ показал, что условия измерений с твэлами и ТВС ИРТ имеют следующие особенности: - малое ослабление излучений из-за поглощения внутри измеряемых предметов (твэл и ТВС), обусловленное относительно малой концентрацией урана и низким порядковым номером конструкционного материала (алюминий); - малое самопоглощение дает возможность проводить измерения в диапазоне низкоэнергетических излучений.
Учет в расчетной модели содержания 234U в топливе
Возникает вопрос о причине расхождения в содержании U в топливе и о выборе правильного значения. В опытах с ТВС были получены спектры излучения как ТВС, так и отдельно ее внешнего твэла, изолированного от остальных твэлов с помощью свинцового экрана. Полученные значения содержания 234U различны, причем содержание 234U в твэле ТВС близко к его значению для отдельных твэлов (табл9). Причиной расхождения может являться различие условий измерений: количество измеряемого ядерного материала (г/см ), геометрия, толщина оболочки и др. Это предположение согласуется с результатами некоторых других исследований. Так, в работе [31] проанализированы результаты ряда измерений урановых образцов с помощью гамма-спектрометра U-Pu InSpector. Полученные результаты сопоставлялись с данными масс- спектрометрических измерений. Были сделаны выводы, что величина содержания U в образце, полученная по программе MGAU, изменяется в зависимости от массовой поверхностной плотности уранового образца (г/см ) и толщины контейнера, в котором он находится: при массовой поверхностной плотности до 1,6 г/см она оказывается завышенной, а при массовой поверхностной плотности выше 3,2 г/см заниженной. Автор предполагает, что причиной расхождений является ошибка построения кривой относительной эффективности. Интересно, что ранее в работе [32] также были зафиксированы расхождения между результатами определения содержания 234U в твэлах ИРТ по программам MGAU (2%) и FRAM (1%) [33]. Рассмотрение всей совокупности данных позволило сделать вывод, что результаты анализов образцов с малой массовой поверхностной плотностью урана (отдельные твэлы) с помощью программы MGAU действительно завышены и реальное содержание 234U в топливе ИРТ составляет около 1%. 1.9 Учет неравномерности распределения U по высоте ТВС в расчете Результаты измерений распределения топлива по высоте ТВС ИРТ-2М, использованы в качестве исходных данных для программы нейтронно-физического расчета реактора ИРТ TIGR [17]. Проведенные расчетные исследования показали, что форма распределения урана по высоте ТВС оказывает существенное влияние на абсолютное значение запаса реактивности в силу изменения торцевой утечки и спектра нейтронов внутри ТВС.
Поэтому было принято решение учесть неравномерность исходного распределения урана по высоте ТВС в расчетной модели. Учет отклонения исходной загрузки урана в ТВС от среднего значения по техническим условиям и неравномерности исходного распределения урана по высоте ТВС проводится с помощью предварительно рассчитанных по ячеечной программе GETERA [34] зависимостей макросечений топливных ячеек от количества урана в "свежей" сборке. Влияние неравномерности распределения топлива по высоте на результаты расчета исследовано на примере загрузки ИРТ-2М МИФИ из двенадцати ТВС ИРТ-2М нулевого выгорания, а также одной из загрузок ИРТ МИФИ из 16 ТВС ИРТ-ЗМ. Экспериментальные данные о распределении U по высоте твэлов усреднялись с шагом, соответствующим расчетной сетки по высоте. Расчеты показали, что для загрузок из ТВС ИРТ-2М учет экспериментальных данных о неравномерности распределения топлива по высоте ТВС приводит к увеличению расчетного запаса реактивности на -0,8 (Зэф по сравнению со случаем равномерного распределения. Для загрузок ТВС ИРТ-2М данный эффект меньше ( 0,4 рзф), так как распределение более равномерно. Таким образом, результаты измерений распределения топлива по высоте ТВС ИРТ-2М,-ЗМ, проведенные на ИРТ МИФИ, позволили уточнить исходные данные для нейтронно-физического расчета. 1.10 Учет в расчетной модели содержания 34U в топливе После того, как было экспериментально обнаружено присутствие 234U в топливе сборок ИРТ-2М,-ЗМ, были проведены расчетные исследования влияния этого факта на нейтронно-физические характеристики реактора ИРТ[17]. С помощью программы GETERA проведены ячеечные расчеты с изотопным составом топлива: U - 90%, U - 9% , U - 1%. Результаты этих расчетов сопоставлены с ранее полученными результатами для изотопного состава: U -90%, U - 10%. Например, в табл. 10 приведен К» в зависимости от выгорания для ячейки 8-трубной ТВС ИРТ-ЗМ. Учет присутствия 234U приводит к уменьшению К с» -0,2% при нулевом выгорании, так как U имеет большее сечение поглощения нейтронов по сравнению с U. По мере выгорания различие между рассматриваемыми вариантами несколько сокращается (-0,1 %) из-за превращения U в U. Таким образом, учет содержания U в топливе приводит к изменению расчетного запаса реактивности 0,2рэф при среднем по активной зоне выгорании -25% (табл.9.). Хотя эффект небольшой, было принято решение учесть уточнение изотопного состава топлива в расчетной модели. Таким образом, при расчете макросечений для нейтронно-физического расчета реактора ИРТ исходный изотопный состав топлива всех сборок ИРТ-2М,-ЗМ задавался с учетом 1-процентного содержания U. Исследование неравномерности распределения U по высоте ТВС (или твэл) показало, что: - в диапазоне ±200 мм от середины ТВС ИРТ-ЗМ значения неравномерности распределения урана по граням отдельных твэлов в основном ниже 5% (10% для граней твэла ТВС ИРТ-2М) и не превышают 10% (20% для твэла ТВС ИРТ-2М); - в диапазонах [-250,-200], [200,250] мм значения неравномерности распределения урана по граням твэлов ТВС не превышают 15 % (30 % для граней твэла ТВС ИРТ-2М); - распределение урана по длине твэлов ТВС более равномерно, чем отдельно по их граням, т.к. неравномерности содержания урана по граням твэлов компенсируют друг друга, максимальное отклонение не превышает 8,5%; - содержание U по длине двух четвертых твэлов из ТВС ИРТ-2м №.2 и №.5 достигает половину среднего значения по центральной части при точках (-27см, 29см для №.2 и -29см, 29см для №.5); - учет экспериментальных данных о неравномерности распределения топлива по высоте ТВС приводит к увеличению расчетного запаса реактивности по сравнению со случаем равномерного распределения на -0,8 (3Эф для загрузок из ТВС ИРТ-2М и на 0,4рэф для загрузок из ТВС ИРТ-ЗМ. Исследование показало, что относительное содержание 235U в разных твэлах ТВС ИРТ-2М отличается не более чем на 14 %.
Исследование изотопного состава показало, что измеренная величина обогащения топлива U во всех исследованных ТВС и твэлах в пределах ошибок измерений одинакова и равна 90 %, что соответствует паспортным данным. Измеренная величина содержания U в топливе ТВС ИРТ составляет около 1 %. Так соотношение между отдельными изотопами в топливе U: U: U равно 1:90:9. - неравномерность распределения урана по топливу исследованных твэлов значительно ниже значений, приведенных в их паспортах. Учитывая взаимную компенсацию неравномерности для ТВС , состоящей из восьми (или шести) твэлов, ею можно пренебрегать при интерпретации результатов сканирования облученных ТВС; - обогащение топлива по DU составляет (90 ± 1)%, что согласуется с паспортными данными. Поэтому подавляющим делящимся ядром является 235ц. - длина активного слоя ТВС составляет 580 ± 20 мм, что согласуется с паспортными данными. Таким образом, был определен диапазон, по которому необходимо сканировать облученных ТВС; - полученные данные о распределении топлива по высоте ТВС ИРТ-2М, -ЗМ позволили уточнить модель для нейтронно-физического расчета ИРТ МИФИ, а учет содержания 234U в топливе привел к изменению расчетного запаса реактивности -0,2 рэф при среднем по активной зоне выгорании -25%. ТВС во время их облучения в активной зоне реактора ИРТ-МИФИ методом нейтронно-активационного анализа. Целью проведенного исследования являлась получение экспериментальных данных о нейтронном поле внутри ТВС. Полученные данные были использованы в качестве проверки для расчетных значений, полученных по программе TIGR [16], и была оценена погрешность расчета. Нейтронное поле в реакторе ИРТ МИФИ имеет значительную неравномерность. Эта неравномерность, обусловленная присутствием в некоторых ТВС органов регулирования, разной глубиной выгорания топлива в отдельных ТВС, неоднородностью отражателя и другими причинами.
Процедуры измерения
Система коллиматоров включала коллимационное отверстие в стенке контейнера диаметром 10 мм и коллимационное отверстие в свинцовой защите, окружавшей детектор диаметром 10 мм. Защита детектора была построена из стандартных свинцовых блоков. Расстояние между ТВС и детектором составляло около 7 м. Положения коллиматоров и их размеры были подобраны, так чтобы формировать узко-параллельный пучок гамма- квантов из ТВС в детекторе. Это позволило сильно упростить вычисление поправки на самопоглощение. Юстировка системы производилась с помощью луча лазера . Такая геометрия позволила нам считать, что излучение, попадавшее в детекторе, испускается из одинаковых по размерам и параллельных участков всех твэлов ТВС. В соответствии со структурой ТВС, число этих участков составляет 16 для восмитрубной ТВС и 12 для шеститрубной ТВС. Спектрометрическая измерительная система состояла из коаксиального HPGe-детектора типа БДЕГ (фирма "BSI", Рига, Латвия), криостата "КР-1", блока усиления и формирования "СУ-ОЗП" и платы АЦП, встроенной в компьютер. Разрешение детектора при условиях измерения составляло 2,41кэВ для гамма линии 60Со (1173,2 кэВ). Эффективность регистрации составляло 10%. Свинцовая защита, окружавшая детектор сохранила отношение фон/пик меньше 1 %. Для математической обработки спектров использовали программу Pluch [37]. В этой программе пики аппроксимируются гаусиянами, фон прямой линии. Предварительное тестирование программы было выполнено с помощью сконструированных спектров, построенных путем суммирования результатов измерений с отдельными радиоактивными источниками из набора ОСГИ. В сконструированных спектрах присутствовали изолированные пики, содержавшие известные число отчетов. Отношение пик/фон в разных случаях различалась на 2 порядка. Тестирование показало, что погрешность обработки спектра для штатных условий последующих измерений с ТВС не превосходит 1,0 4- 1,5 %. 3.3 Процедуры измерения Измерения были проведены со всеми ТВС активной зоны реактора ИРТ-МИФИ, работавшими в активной зоне в период с 18.05.1999 по 10.07.1999. Картограмма этой загрузки показана на рис.1. Гамма-излучение каждой ТВС было измерено в пяти позициях по высоте [-180, -70, 40, 150, 260 мм]. Результаты пяти измерений после повторных постановок ТВС на одну и ту же высоту при разных случайных углах поворота ТВС вокруг ее оси усредняли и получали усредненные данные по поперечному слою.
Таким образом, с отдельной ТВС проводили не менее 25 измерений (в некоторых случаях 40). Время измерения в каждой позиции был не меньше 1200 секунд. Результаты использовали для определения распределения продуктов деления по высоте ТВС. Один из полученных спектров излучения центрального участка ТВС №.133 представлен на Рис.12. Рассмотрение спектра показывает, что пики l37Cs (EY=661,7 кэВ), 95Zr (Еуі=724,2 кэВ и Е,2=765,8 кэВ) и 140La (EY=1596,2 кэВ) изолированы, а фон под ними с помощью применявшейся защиты снижен до приемлемого уровня. Так эффективная толщина твэла в 1,12 раз больше чем геометрической толщины. Этот фактор был учтен при вычислении поправок на самопоглощение излучения внутри ТВС. Сравнение средних результатов нескольких серий опытов с одной и той же ТВС показало их согласие в пределах ошибок, т.е. воспроизводимость результатов. Таким образом, эффективная толщина в разных сериях стояла одинаковое значение. 3.4 История облучения Перед началом эксперимента реактор не работал более 14 мес, затем, проработав 4 мес, снова остановился(табл.15). Такой режим облучения существенно повлиял на состав продуктов деления в топливе. Появилась возможность разделить энерговыработку каждой ТВС за разные периоды ее облучения. За каждый период из них АТА отвечает продукт деления А. - Продукт деления 95Zr (Т(/2=64,02 д., Eyi=724,2 кэВ и Еу2=765,8 кэВ) характеризовал энерговыработку ТВС за последний период работы реактора (4 месяца). - Продукт деления 140La (Е==1 596,2 кэВ), дочерний изотоп продукта деления ,40Ва (Т]/2 =12,75 д.), характеризовал энерговыработку ТВС за последние 3-4 недели работы реактора. - Продукт деления Cs (Ті/2 =30,07 г., Еу=661,7 кэВ) характеризовал выгорание топлива в ТВС за все время ее работы в реакторе. Первичная экспериментальная информация о і-ой ТВС представляла собой число импульсов \jA0(z ,t )// определенной гамма- линии, принадлежащей продукту деления (А), которые были зарегистрированы в фотопиках. Где: А - индекс, показывающий к какому продукту деления, принадлежат импульсы z - позиция измеренного участка по высоте относительно центра ТВС; { - время, в котором было измерено число импульсов. Содержание продукта деления, т4 (z ), накопившегося в период ДТА (период работы реактора, за который продукт деления, характеризовал энерговыработку ТВС), в участке, z , в результате деления 235U вычисляется по интенсивности его собственной гамма- линии [iA0(z ,t ))/ с помощью формулы: /З - поправка на историю облучения и время выдержки данной ТВС для данного продукта деления; 0 - поправка на самопоглощение в данной ТВС для данной у-линии; J3 - поправка на распад данного продукта деления в отрезок времени / - /r, где ir - время начала измерений, к которому приводятся все последующие измерения; S - эффективность детектора. Все измерения были выполнены на одной и той же измерительной установке, т.е. эффективность детектора для определенной гамма линии одинакова для всех исследуемых ТВС. Так как в нашей работе были определены относительные содержания продуктов деления, то g было сокращено.
Поправка на самопоглощение /3 в облученной ТВС была рассчитана аналогично тому, как была рассчитана для необлученный ТВС (см. 1.3). Значения этой поправки для восмитрубной и шеститрубной ТВС при разных энергиях гамма- линий представлены в табл.1. Относительное содержание продукта деления по высоте ТВС Относительное содержание продукта деления (А) в участке (z ) п0 высоте і-ой ТВС было определено отношением содержания продукта в данном участке на сумму содержания того же продукта по всем участкам той же ТВС формулой: Измерительная установка для измерений содержания продуктов деления в ТВС была одной и той же при измерениях с восьмитрубными и шеститрубными ТВС. Однако шеститрубная ТВС отличается от восьмитрубной отсутствием двух центральных твэлов. Это приводит к необходимости введения соответствующих поправок. Первая поправка /?„ учитывает разницу в числе слоев топлива, излучение которых попадает в детекторе. Исходя из геометрии измерения, эта поправка равняется \/N (N=16 и 12 для восьмитрубной и шеститрубной ТВС соответственно). Вторая поправка J3S учитывает разницу в первоначальном количестве топлива, которое содержали разные ТВС. Первоначальное количество топлива в восьмитрубной ТВС в 1,14 раз больше чем в шеститрубной ТВС. Так как все наши измерения являются относительными, поэтому J3S составляла 1,14 и 1 для восьмитрубной и шеститрубной ТВС соответственно. Содержание продукта деления (МА), накопившегося в целой і-ой ТВС за период АТА в результате деления U, вычисляется формулой: Однако поправки на самопоглощение, историю облучения и эффективность детектора одинаковы для всех участков і-ой ТВС, поэтому: Относительное содержание краткоживущего продукта деления в целой ТВС.
Краткое описание программы расчета выгорания топлива ИРТ МИФИ.
Сравнение между показаниями индикаторов ( Со, Си), характеризующих флуенс тепловых нейтронов, и показаниями продуктов деления ( 3Zr, La), характеризующих энерговыделение, показывает, что в пределах погрешности: - распределение относительных активностей индикатора и продукта деления по высоте определенной ТВС согласуется; - распределение относительных активностей индикатора и продукта деления по исследуемым ТВС также согласуется. Это позволяет заключить, что наблюдаемые различия энерговыделения отдельных ТВС объясняются главным образом различием плотности потока тепловых нейтронов в них. Полученная связь между показаниями индикатора и продукта деления имеет перспектив в применении активационных индикаторов в качестве возможных образцов- свидетелей для контроля над эксплуатационными характеристиками облученных ТВС. 3.10 Краткое описание программы расчета выгорания топлива ИРТ МИФИ Глубину выгорания топлива рассчитывали с помощью программы трехмерного (в X-Y-Z геометрии) четырехгруппового диффузионного нейтронно-физического расчета TIGR [16]. Для этого моделировали историю эксплуатации активной зоны реактора с учетом перегрузок, работу реактора на разной мощности, перемещение органов регулирования и т.д. Выгорание топлива рассчитывали по программе TIGR путем распределения интегральной энерговыработки активной зоны по отдельным ТВС (с разбиением на слои по высоте) в соответствии с заданным для них энерговыделением на определенных шагах по времени. Энерговыработка считается пропорциональной количеству ЛІС выгоревшего U. Зависимости макросечений от глубины выгорания представляли в виде таблиц путем предварительных расчетов по ячеечной программе GETERA[34]. Программу TIGR верифицировали путем сопоставления результатов расчета с эксплуатационными экспериментальными данными. В основном сравнивали интегральные характеристики реактора (реактивность, критическое положение стержней СУЗ) при разной загрузке активной зоны. Соответствие расчетной глубины выгорания топлива реальному состоянию также оценивали по интегральным реактивностным характеристикам: расхождению расчетной и экспериментальной реактивности на разных стадиях выгорания, изменению реактивности при замене выгоревшей ТВС на свежую.
Интегральную энерговыработку реактора определяли по измеряемой тепловой мощности с погрешностью 5-10%. Экспериментальные результаты, полученные нами по гамма- сканированию всех ТВС активной зоны дали важный дополнительный материал для верификации программы расчета TIGR. Во-первых, они предоставляют более детальную информацию, а во-вторых, они независимы от погрешности данных об абсолютной величине мощности. Уменьшение погрешности расчетных предсказаний характеристик ТВС дает полнее реализовать их эксплуатационные возможности, что улучшает экономические показатели работы реактора. 3.11 Сравнение экспериментальных данных с расчетными данными Экспериментальные величины были сопоставлены с соответствующими расчетными данными. При этом расчетное значение относительного количества выгоревшего 235U, было сопоставлено с экспериментальным значением относительного содержания накопившегося продукта деления. Результаты расчета распределения выгоревшего U по высоте ТВС за рассматриваемый период представлены в табл.16. Результаты расчета количества выгоревшего эи в исследуемых ТВС представлены в табл.17. Экспериментальные и расчетные распределения энерговыделения по высоте ТВС в большинстве случаев близки, существенные различия наблюдаются только в случае ТВС с органами регулирования (Рис.18). Расчетное распределение выгорания топлива по высоте отдельных ТВС в большинстве случаев согласуются с результатами измерений " Cs (Табл.19). Для некоторых шеститрубных ТВС с небольшим выгоранием, содержавших органы регулирования, наблюдаются различия, выходящие за пределы экспериментальных погрешностей. В случае восьмитрубных ТВС с большим выгоранием согласованность результатов эксперимента и расчета лучше. - Проведены измерения относительного выгорания топлива и энерговыработки отдельных ТВС. Было проведено около 500 измерений. Точность полученных данных составляет 2-3%, что дает возможность их использования в качестве тестов для расчетов. - Сравнение экспериментальных и расчетных распределений энерговыработки по высоте ТВС показало, что их формы в большинстве случаев подобны. Различия наблюдаются только в случае ТВС, содержавших органы регулирования. - Среднее различие экспериментальных и расчетных значений энерговыработки отдельных ТВС составило 5,6%, выгорания— 3,9%. Если эти отклонения принять за погрешность расчета, то ошибка определения относительных вкладов отдельных ТВС в общую энерговыработку и выгорание меньше, чем погрешность определения их абсолютных значений. Выполнены комплексные исследования нейтронных процессов в топливе реактора ИРТ-МИФИ с помощью спектрометрии гамма- и рентгеновского излучения. Для измерений были использованы спектрометрические системы с германиевыми детекторами разных типов и конструкции. Обработка полученных спектров производилась с помощью современных российских и зарубежных вычислительных программ. Точность полученных данных соответствует современным требованиям, что позволяет использовать их для тестирования реакторных расчетов.
Полученные данные о начальном распределении топлива в ТВС, о нейтронном поле в активной зоне реактора, об энерговыработке и выгорании топлива отдельных ТВС были сопоставлены с паспортными данными о ТВС и результатами расчетов по программам TIGR и GETERA- штатными программами физических расчетов ИРТ МИФИ. Выяснены и проанализированы случаи расхождений экспериментов и расчетов. Сделаны общие выводы о корректности результатов расчетов, вынесены суждении о погрешности расчетных значений. Реакторы ИРТ, серийно выпускавшиеся, отличаются от реакторов других типов составом топлива, конструкцией ТВС, компоновкой активной зоны, условиями эксплуатации и другими важными характеристиками. Выполненные в диссертации исследование превосходит все ранее выполненные на подобных реакторах по ширине и масштабу, по объему и точности полученной информации. Многие эксперименты выполнены на ИРТ впервые (некоторые вообще впервые на исследовательских реакторах). Ряд новых полученных в процессе работы методических решений (загрузка индикаторов в работающие ТВС активной зоны и применение специального временного режима облучения для получения информации о процессах в топливе в разные периоды) расширяют возможности реакторных экспериментов и могут найти применение на других реакторах. Перечислим основные результаты диссертационной работы: - проведено гамма-сканирование всех ТВС, одновременно работавших в активной зоне ИРТ МИФИ; - разработана и апробирована технология проведения экспериментальных исследований с использованием активационных индикаторов загружаемых в ТВС активной зоны ИРТ; - получены данные о распределении скоростей нейтронных реакций и нейтронном поле в активной зоне реактора; - осуществлена проверка корректности программы TIGR для расчета распределения нейтронов по ТВС активной зоны ИРТ и по высоте отдельных ТВС; - проделан этап подготовки к применению активационных индикаторов в качестве возможных образцов- свидетелей для контроля над эксплуатационными характеристиками облученных ТВС. Главным результатом диссертационной работы является создание комплекса экспериментальных данных о нейтронно-физических процессах в активной зоне реактора ИРТ. Точность этих экспериментальных данных 2-3% позволяет использовать их для создания и верификации программ реакторных расчетов.
