Разработка и усовершенствование методик определения тепловой мощности и выгорания топлива в исследовательском реакторе мир. М1 (стр. 5 )

где:

Табл.1. Кумулятивный выход атомов Сs-137 на 1 акт деления основных делящихся нуклидов в %

Нуклид	Выход атомов Сs-137 на 1 акт деления тепловыми (eт) и быстрыми (eб) нейтронами
eт	eб
U-233	6.8194	6.6381
U -235	6.2685	6.2032
U -236	-	6.1288
U -238	-	6.0907
Nр-237	-	6.3049
Рu-239	6.7274	6.5049
Рu-240	-	6.4928
Рu-241	6.9346	6.6277
Рu-242	-	6.4304

По полученному значению bотв рассчитывается фактор самопоглощеия (kств)1 и уточняется содержание осколков деления в твэле:

,

Доверительную границу результата измерений определяют по формуле

D(Р)=k[e(P)+q(P)],

где: k – коэффициент, зависящий от доверительной вероятности Р и от отношения x систематической и случайной погрешностей;

e(P), q(P)  – соответственно границы случайной погрешности и не исключенных остатков систематических погрешностей.

В результате метрологической аттестации методики гамма-
спектрометрического определения линейной плотности продуктов
деления установлено, что в диапазоне линейной плотности от 63 до
213 мг/см доверительные границы относительной погрешности не превышают 7%. Основной вклад в погрешность линейной плотности вносит погрешность констант эффективного выхода продуктов деления, которая составляет 5%.

Основные результаты и выводы

1.  Обоснована необходимость учета всех компонент поглощающей энергии в расчетах энерговыделения и тепловыделения в активной зоне реактора МИР.1. Предложен усовершенствованный метод определения мощности тепловыделения и энерговыделения твэлов в экспериментальных и рабочих каналах реактора МИР. М1 с учётом взаимного влияния фотонного и нейтронного излучений, создаваемых рабочими тепловыделяющими сборками (ТВС) реактора и самими экспериментальными твэлами.

2.  Разработана усовершенствованная методика определения тепловой мощности и линейного энерговыделения твэлов в экспериментальных каналах водных петель реактора МИР. М1 с учетом эффектов нейтронного и фотонного излучений. Проведен анализ систематических и случайных погрешностей и определены их доверительные границы. Разработаны способы поверки измерительных каналов контроля основных технологических параметров водяных петлевых установок. и способы минимизации систематических составляющих погрешностей измерений.

3.  Создана усовершенствованная методика определения тепловой мощности и выгорания топлива в рабочих ТВС реактора МИР. М1 с более точным учетов теплообмена с бассейном реактора и элементами активной зоны за счет фотонного и нейтронных излучений. Разработаны алгоритмы расчетов этих параметров и реализован их контроль в режиме реального времени в модернизированной информационно - измерительной системе реактора. Внедрение методики позволило повысить точность контроля указанных параметров и улучшить эксплуатационные характеристики рабочих ТВС., а также точность определения энерговыделения в ТВС в экспериментальных каналах.

4.  Разработана и создана автоматизированная установка гамма-сканирования облученных твэлов для исследований распределений энерговыделения и осколков деления с разрешением по длине активной части ~ 1 мм, а также для определения линейного накопления осколков деления (глубины выгорания топлива) в защитной камере реактора МИР. М1. Разработана методика определения линейного накопления осколков деления в твэлах гамма-спектрометрическим методом с учетом самопоглощения фотонного излучения в твэлах.

5.  Внедрение методик позволило снизить погрешности определения тепловой мощности твэлов и глубину выгорания топлива при проведении испытаний в реакторе МИР. М1, улучшить представительность исследований и повысить безопасность испытаний и эксплуатации реактора МИР. М1.

Список опубликованных работ по теме диссертации:

1.  , . Методика расчета энерговыделения и выгорания топлива в каналах реактора МИР. М1. Рег. №74-94 ЦСМ, НИИАР, Димитровград, 1994. Государственный регистр методик «Информрегистр» под № 000.

2.  , , . Методика расчета тепловой мощности твэлов в экспериментальных каналах водяных петель реактора МИР. М1 . Рег. №41-95, НИИАР, Димитровград, 1995. ЦСМ. Государственный регистр методик «Информрегистр» под № 000.

3.  , , и др. Методика определения содержания продуктов деления на единичной длине активной части облученных твэлов гамма-спектрометрическим способом. МВИ №72-91, НИИАР, Димитровград, 1991. Государственный регистр методик «Информрегистр» под № 000.

4.  , , и др. Совершенствование методик петлевых испытаний твэлов в реакторе МИР. Сборник докладов отраслевого координационного научно-технического совета (КНТС) по радиационному материаловедению. ГНЦ РФ НИИАР, Димитровград, 1999.

5.  , , . «Устройство для облучения в ядерном реакторе». Патент на полезную модель № 000, 2000 г.

6.  , . «Основные направления работ и технико-методические возможности для испытаний топливных элементов на реакторе МИР», XII ежегодная конференция Ядерного Общества России «Исследовательские реакторы: наука и высокие технологии», Димитровград, Россия, 25-29 июня 2001г.

7.  , «Верификация расчетной модели реактора МИР. М1 по коду улучшенной оценки RELAP5/MOD3.2», Труды конференции «Теплофизика-2001» Обнинск, Россия, май 2001 г.

8.  A. F.Grachev, A. L.Ijoutov, A. E.Novoselov et al. "The MIR reactor fuel assemblies operating experience", 6th International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management, Ghent, Belgium, March 17-21, 2002.

9.  A. F. Grachev, A. L. Ijoutov, A. L. Malkov et al. “Experimental capabilities of the MIR reactor for testing and qualification of research reactors fuel”, 7th International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management, Ex-an-Provence, France, March 9-12, 2003.

10.  , , . «Испытания в реакторе МИР твэлов водоохлаждаемых реакторов в режимах аварий с потерей теплоносителя (методические вопросы)». Доклад на VII Российской конференции по реакторному материаловедению, Димитровград, Россия, 8-12 сентября 2003г.

11.  A. F. Grachev, A. L. Ijoutov, V. V. Kalygin et al. “Core safety increase and the MIR reactor operating life prolongation”, 8th International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management, Munchen, Germany, March 21-2 4, 2004.

12.  A. L. Izhutov, N. G. Gataulin et al. “Conditions and preliminary results of low enrichment U-Mo pin type fuel testing in the MIR reactor” Proceedings of the 2003 International Meeting on Reduced Enrichment for Research and Testing Reactors”, Chicago, USA, October 5-10, 2003.

13.  , , . Способ эксплуатации исследовательского реактора. Патент на изобретение № 000. Заявка № 000 . Приоритет от 26.01.05.

14.  , , и др. Методы испытаний топлива реакторов типа ВВЭР в переходных и аварийных режимах. «Известия вузов. Ядерная энергетика», 2007, №3, вып.1, стр. 83-91.