Изучение характеристик отработанного ядерного топлива в исследовательском

ядерном реакторе ВВР-СМ.

Ш. А. АЛИКУЛОВ

Бак реактораÆ 1100

ЗБ Æ 2300

АЗ Æ 680

Горизон. канал

Успокаит.решетка

Опор.решетка

Ниж. pешетка

конфузор

Горизон.канал

Активная зона реактора ВВР-СМ с 20 ТВС

АЗ-3 АЗ-1

КС-2

КС-4

АР

КС-1

КС-1

АЗ-2

КС-4

КС-2

Активная зона реактора ВВР-СМ с 24 ТВС

7

8

7

8

1

2

3

4

5

6

1

2

3

4

5

6

5

9

8

7

64

3

2

1

ΔР

АЗ2

КС1

КС1

КС4

АЗ3

КС2

КС2

АЗ1

КС3

9

АР

Восьмитвэльная ТВС ИРТ- 4М

Шлиф поперечного сечения восьмитвэльного ТВС ИРТ-3М

Восьмитвэльная ТВС ИРТ-4М с разрезом

АННОТАЦИЯ

• Целью исследования является определение глубины выгорания ядерного топлива исследовательского реактора. Приводится сравнение характеристик отработанных ядерных топлив, определенных методом измерения активности 137Cs и c методом измерения нейтронов спонтанного деления и нейтронов образующих при деление ядер 235U.

Оборудование для измерения спектра ОЯТ

МЕТОДИКА ОПРЕДЕЛЕНИЯ МАССЫ УРАНА

Методика проведения измерений основывается на измерении гамма спектра 137Cs в отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС). Ge-детектор, погруженный в четырехметровую алюминиевую трубу (так называемый «сухой» канал), опускался в бассейн с водой хранилища ОЯТ. После измерения фона хранилища, к трубе подносили ОТВС. С использованием спектрометрической аппаратуры определяется активность 137Cs. По площади спектра 137Cs определяли содержание 137Cs на момент измерений, далее по формуле определяли массу 137Cs (М цезий) на момент выгрузки ОТВС из активной зоны реактора. Учитывая удельную активность 137Cs и зная выход 137Cs из продуктов деления урана-235, определяли массу ( ) урана-235 в ОТВС по следующей формуле:

2.6

100*137235

Cs

U

MM

137CsM

здесьмасса

137Cs.

Гамма спектр ОЯТ

Результаты измерения гамма спектра ОЯТ

ОЯТ НуклидЭнергия,

кэВПериод полураспада,

годПостоянная распада,

Активность, Ки

Выгорание 66,07% 134CS 475,3 2,06 1,06212E-08 0,00E+00

563,2 2,06 8,80E-01

569,3 2,06 1,29E-01

604,4 2,06 1,04E+01

795,8 2,06 3,54E-01

801,9 2,06 2,50E+00

1167,94 2,06 4,38E+00

1365,2 2,06 2,21E+00

137Cs 661,7 30,10 7,25E-10 1,56E+03

60CO 1173,2 5,20 4,21E-09 1,10E-03

Всего 1,58E+03

Нейтронный счетчик в бассейне хранилища ОЯТ

Табл.1. Результаты измерений активности 137Cs, массы и выгорания 235U в ОТВС

№

ОТВС

Начальная масса 235U

Активность 137Cs на

день выгрузки ОТВС

из зоны, Ки

Масса 137Сs, г

Определенная

выгоревшая

масса 235U, г

Выгорание 235U, %

Рассчитанная

выгоревшая

масса 235U, г

Ошибка

измерения,

%

1 304,4 887 10,26 165,42 56,1 170,77 3,24

2 301,6 915 10,58 170,64 58,42 176,19 3,25

3 308,1 949 10,97 176,98 59,3 182,7 3,23

4 300,2 936 10,82 174,56 60,02 180,18 3,22

5 310,8 975 11,27 181,83 60,4 187,72 3,24

6 303,3 956 11,05 178,29 60,7 184,1 3,26

7 303,2 980 11,33 182,76 62,22 188,65 3,22

Табл.2. Сравнение результатов гамма- и нейтронного методов

№Оставшаяся масса

235U по Cs, г

Оставшаяся масса

235U по Nsingle, г

Оставшаяся масса

235U по Ncoin, г

Разница между

методами Cs и Nsingle, %

Разница между

методами Cs и Ncoin, %

1 138,98 131,93 124,19 5,07 10,64

2 130,96 132,69 127,01 -1,32 3,02

3 131,12 129,72 120,48 1,07 8,11

4 125,64 114,72 119,56 8,69 4,84

5 128,97 122,92 119,29 4,69 7,51

6 125,01 90,61 107,48 27,52 14,03

7 120,44 122,87 127,48 -2,02 -5,85

Заключение

Полученные экспериментальные результаты

показывают, что методика определения выгорания ядерного топлива по измерению активности продуктов деления (в данном случае, 137Cs) является несложной в осуществлении но, при этом, достаточно точной. Расхождение с рассчитанными значениями составляет около 3%. При кросс-сравнении полученных результатов с нейтронным методом, среднее расхождение составило около 12%.

СПАСИБО ЗА ВНИМАНИЕ