Материал: Бушуев Методы и приборы измерений ядерных материалов 2011

Объектами исследования являются ОТВС, поочередно извлекаемые из бассейна выдержки. Используются сборки с разным начальным обогащением топлива (90 % 235U или 36 % 235U) и разной историей (отличается время их загрузки и выгрузки из реактора, режимы облучения). Истории ОТВС ИРТ отличаются весьма непостоянным режимом облучения, что влияет на скорости реакций в топливе и содержание отдельных нуклидов.

Активная зона реактора ИРТ МИФИ вмещает от 20 до 24 ТВС, окруженных отражателем. В некоторых ТВС располагаются стержни СУЗ и АЗ. Один из вариантов загрузки ИРТ МИФИ представлен на рис. В2.1.

Рис. В2.1. Картограмма загрузки активной зоны реактора ИРТ МИФИ

116

На распределение глубины выгорания топлива оказывают влияние: изменение потока нейтронов по высоте активной зоны, различия свойств отдельных частей отражателя и влияние стержней управления на поле нейтронов в активной зоне. По указанным причинам выгорание топлива и его распределение по объему разных ТВС неоднородно.

Топливные сборки ИРТ состоят из твэлов – коаксиальных четырехгранных труб разного размера. Конструкционным материалом является алюминий, используемый в качестве матрицы для частиц диоксида урана и материала для оболочек твэлов. Устройство и размеры ТВС ИРТ-3М и ИРТ-2М представлены на рис. В2.2а и В2.2б. Точные данные о начальном содержании 235U и полном содержании урана содержатся в паспортах ТВС. Предметом исследования являются значения среднего выгорания ОТВС и максимального выгорания.

Поскольку ОТВС представляют собой мощные источники радиации (их активность достигает 1013 Бк и более), обращение с ними требует строгого соблюдения норм безопасности для предотвращения переоблучения участников экспериментов и аппаратуры. Такие эксперименты проводят в заполненных водой бассейнах выдержки ОТВС, в горячих камерах или за специальной защитой.

Рис. В2.2а. Поперечное сечение ТВС ИРТ-3М

117

излучение. В этом случае эффект самопоглощения относительно слабый и полученный результат измерения требует лишь малой коррекции.

Начальный нуклидный состав топлива реакторов ИРТ и ВВЭР сильно различается: обогащение урана по 235U в твэлах ВВЭР составляет 3-5 %, а в твэлах ИРТ – 36 % или 90 %. Это влияет на накопление в топливе нуклидов-эмиттеров нейтронов. Другая причина различий – применение алюминия в качестве матричного материала в твэлах ИРТ. Сечение реакции (α, n) на алюминии относительно велико, оно в семь раз больше, чем на кислороде (табл.

В2.1).

Таблица В2.1

Выходы нейтронов при (α, n)-реакциях

Еще одной причиной различия являются частые изменения мощности во время работы ИРТ и более продолжительное время охлаждения ОТВС до измерений (до 20 и более лет). По указанным и некоторым другим причинам для определения выгорания ОТВС ИРТ нужны особые методики. При работе в практикуме будут рассмотрены и использованы как общие подходы к решению задачи определения выгорания топлива, так и варианты, наиболее пригодные для анализа топлива ИРТ.

Определение выгорания ОТВС методом гамма-сканирования

Обычно при гамма-спектрометрических измерениях величину выгорания определяют по интенсивности излучения определенного продукта деления, служащего монитором выгорания. Концентрацию нуклида-монитора Nm в элементе объема ОТВС можно вычислить по формуле:

119

где nm – скорость счета импульсов в пике нуклида-монитора в измеренном спектре гамма-излучения ОТВС; S – площадь участка

поверхности ОТВС, излучение которого попадает на детектор; Iγm –

квантовый выход измеряемого излучения; ε – эффективность регистрации этого излучения детектором; K – поправка, учитывающая ослабление измеряемого излучения на пути от точки испускания к детектору; λm – постоянная радиоактивного распада нуклидамонитора; tвыд – время охлаждения ОТВС с момента извлечения из реактора до начала измерения.

Зная концентрацию монитора можно определить число произошедших делений:

где Ym – выход нуклида-монитора при делении, (1+∆в) и (1+∆р) – поправки на выгорание и распад монитора во время облучения ТВС. Следует отметить, что режим работы ИРТ имеет ступенчатый характер, поэтому определение поправки p представляет непростую задачу.

В качестве монитора используют такой нуклид, для которого величины поправок были минимальны, т.е. нуклид с большим периодом полураспада и малым сечением поглощения нейтронов. Еще одно требование – гамма-излучение монитора должно испытывать наименьшее поглощение внутри ОТВС и по пути от ОТВС до детектора (т.е. поправка К не слишком большая). Всем этим условиям наиболее полно отвечает продукт деления 137Cs, который образуется в следующей цепочке распадов:

137 Te →β 137 I→β 137 Xe →β 137 Cs →β 137m Ba →β 137 Ba .

Данные о 137Cs приведены в табл. В2.2.

120