We regret that some of the pages in the microfiche copy of this report may not be up to the proper legibility standards, even though the best

Átírás

1 We regret that some of the pages in the microfiche copy of this report may not be up to the proper legibility standards, even though the best possible copy was used for preparing the master fiche.

2 KFKI-7I-69 * Sxobó F. FfonltIL GadóJ. TuriL Volkó 1 ' í A BUDAPESTI MŰSZAKI EGYETEM OKTATÓ ÍS KUTATÓ REAKTORA L REAKTORFIZIKAI MÉRÉSEK ÉS SZÁMÍTÁSOK, AZ AKTIV ZÓNA KIALAKÍTÁSA dfíoungaxian S&eademy of Scimceó CENTRAL RESEARCH INSTITUTE FOR PHYSICS BUDAPEST v t

3 KFKI A BUDAPESTI MŰSZAKI EGYETEM OKTATÓ ÉS KUTATÓ REAKTORA Ble6 rész REAKTORFIZIKAI KÉRÉSEK ÉS SZÁMÍTÁSOK, AZ AKTIV ZÓNA KIALAKÍTÁSA Felelős vezető s Munkatársai : Szabó Ferenc Franki László Gadó János Túri László Valkó János 1970

4 А Кошрönti Piaikai Kutató Intézetnék a Budapesti ИивкаЫ Egyetem atomreaktoraval kapoeо la toe munkáseágai nagy témakört /foglal magában: an eleb rász foglalkozik a reaktorfizikai márásekkel ás számításokkal, A második rá8в аш aktiv zbna ás a osatlakozá berendezések mechanikai kialakításának leírásával» A harmadik rész a vádelem ás vezárlás rendszerének, a negyedik rász pedig a reaktorba beápitáere kerülő osoposták leírásával*

5 BEVEZETÉS A Budapesti MUazaki Egyetem atomreaktorának tervezése, építése és ttzembehelyezése során a Központi Fizikai Kutató Intézet a következő feladat' köröket vállalta elt 1/ a reaktorzóna nukleáris tervezése, a zóna biztonságos és optimális kialakításával kapcsolatos kritikussági kísérlet végrehajtása» a szükséges reaktorfizikai mérési és számítási feladatok elvégzései 2/ az aktiv zóna és csatlakozó berendezései szerkezeti kialakításának kidolgozása, gyártása és szerelése; 3/ a vezérlés, védelem és mérés rendszerének kidolgozása, tervezése és kivitelezései 4/ a reaktorba beépítendő csöposták tervezése, gyártása és szerelései 5/ a reaktor nukleáris üzembehelyezése és helyszíni bemérése* A jelen közlemény az 1/ pontban feltüntetett feladatokkal kapcsolatos KFKI tevékenység eredményeit foglalja össze. Az itt közölt nukleáris adatok munkaközi adatoknak tekintendők, véglegesítésük az üzemi zónára az 5* pontban feltüntetett feladat végrehajtása Során történik meg. A Központi Fizikai Kutató Intézet*és a Budapesti Műszaki Egyetem között november 1-én kötött megállapodás értelmében a KFKI-ban méréseket és számításokat végeztünk а ВНЕ atomreaktor aktiv zónájának optimális és biztonságos kialakítása céljából. A mérések a ZR-5 jelű kritikus rendszeren történtek. A vizsgálatok azt a célt szolgálták, hogy konkrét ismeretek birtokában meghatározhassuk azt a zóna-konfigurációt, amely a reaktorra tervezett kutatási és oktatási program követelményeinek legjobban megfelel és ugyanakkor egyéb, elsősorban.biztonsági kritériumokat kielégít.

6 Ennek érdekében különböző»ónak fluxus- és reaktivitás-viszonyalt vizsgáltuk meg az elhelyezendő besugárzó csatornák és vízszintes csatornák szempontjából. Részletes reaktivitás-mérések segítségével» mindvégig szem előtt tartottuk azt a követelményt» hogy a kialakítandó zónában a maximális biztonság érdekében a prompt kritikussághoz elegendő többletreaktivitás semmilyen reálisan elhihető esetben sem legyen felszabaditható. A mérések mellett részletes reaktorfizikai számitások elvégzése is megtörtént. Részben olyan mennyiségeket számoltunk» amelyekre mérési eredmény is volt, az ilyeneket ebben a közleményben egymás mellett» illetve egy ábrára rajzolva tüntetjük fel. Ezenkívül közöljük azokat a számítási eredményeket is, amelyek méréssel nem» vagy csak igen nehezen hozzáférhetők. A számiwások a KFKI-ban kidolgozott "reaktorfizikai modell" bázisán történtek. Ez a modell azoknak a számológépi programoknak a rendszere» amelyek a reaktor fizikai viselkedését leírják. A modell teljesítőképességét bizonyltja a mérési és a számítási eredmények közötti jó egyezés» amely a néha igen bonyolult geometriái és anyagi összetételi viszonyok között is fennáll. A kísérleti és számítási eredmények egyértelműen igazolják» hogy a grafit-reflektor vonatkozásában az eredeti tervektől való eltérés helyes volt. Az eredetileg nagy tömbökből álló reflektor alkalmazása mind gyártástechnológiai» mind üzemeltetési szempontból éles kritikát váltott ki. A fütöelemköteg nagyságú grafit-blokkok alkalmazása csupán a reflektor relativ alumínium-tartalmának megnövekedése miatt váltott ki aggályokat. A mérések és számitások egyértelműen igazolták» hogy a reflektor effektivitása a blokkosított kivitelben is kellő szinten marad. Az uj konstrukció által biztosított flexibilitás ugyanakkor már a kritikusságx kísérleteié alatt bebizonyította hasznosságát. Az Egyetem részéről bejelentett programváltozás által megkövetelt zónamódositást csak a blokkosított kivitel tette lehetővé. A reaktorfizikai számításokkal és mérésekkel foglalkozó anyagot négy fejezetre osztottuk. Az elsőben beszámolunk azokról a fluxusmérésekről, amelyek során a részben éppen a mérések eredményei kapcsán módosított» a követelményeknek legjobban megfelelő zóna-konfigurációt kialakítottuk. Az általános szokásoktól eltérően nemcsak a végleges zóna-konfiguráció leírására szorítkoztunk» hanem ismertettük azt a folyamatot is» amely idáig elvezetett. Részletes ijmertetésre kerültek a végső zóna-konfiguráció fluxusviszonyainak leírása» és a kialakított besugárzó-csatornákban a tervezett üzemi teljesítményen várható fluxusértékek. A második fejezetben foglalkozunk a reaktivitás-mérésekkel. Innen kezdve elsősorban a végső zónára vonatkozó adatokat közöljük» elhagyva azokat a közbenső eredményeket» amelyek inkább csak az I. fejezetben leirt unka elvégzéséhez szükséges információkat szolgáltatták éz egyes átmeneti zónákról. A reaktivitás-méréseket azért emeljük ki külön fejezetben» mert

7 - 3 ezek tartalmazzák az alapinformációt a biztonságos üzemeltetés lehetőségeiül és korlátairól. A harmadik fejezetben a négyfaktoros formula paramétereinek méréséről számolunk be. Ezek a paraméterek adott esetekben egyszerű számításokhoz kiindulási adatként szolgálhatnak. Szemelőtt tartva azt a tényt, hogy a négyfaktoros formula teljesítőképessége kisméretű reaktorokban sokkal kisebb, mint nagyméretű /grafit, vagy nehézvíz moderátoru/ berendezések esetén, ugy véljük, hogy a KFKI-ban kialakított és még intermedier és gyors zónák esetében is jó eredményeket szolgáltató mérési metodika leírása és a BME reaktorára vonatkozó eredmények közreadása az oktatóreaktor jellegre való tekintettel bizonyos - nem lebecsülhető - didaktikai értékkel bir. A negyedik fejezetben a.reaktorfizikai számításokról számolunk be. A számitási eredmények közlésén kivül nagyon röviden ismertetjük a számítás módszereit és menetét is. A számításokat leiró fejezetet az egyébként hasznos részletes számitási eredmények ismertetésén kivül annak demonstrálására is szántuk, hogy a KFKI reaktorfizikai modellje révén megnyílt a lehetőség átfogó reaktorfizikai tervezési és üzemeltetési számitások végzésére. h tervezést, a méréseket, a számításokat és a kivitelezést a KFKI következő egységei végezték: Reaktorfizikai- és Technikai Laboratórium; Reaktor Üzem; Mérésautomatizálási Laboratórium; Műszaki Főosztály. A reaktorfizikai mérésekben részt vett a BME reaktor munkatársainak egy csoportja is. Megjegyezzük, hogy erre a munkára nem kerülhetett volna sor mindazok korábbi sokéves tevékenysége nélkül, akikkel együtt létrehoztuk, illetve kidolgoztuk azokat a mérési módszereket és számítási programrendszereket, amelyeket itt felhasználtunk.

8 - 4 - A ZR-5 KRITIKUS RENDSZEREN VÉGZETT KI PERLETI VIZSGALATOK I. Fluxusmérések A mérések előzetes programját az I. 29-én jóváhagyott "DME reaktor zéró kísérletének /ZR-5/ munkaprogramja" c. anyag tartalmazta. A mérések során а ВНЕ több Ízben módosította a specifikációt. /Pl. a csöposták száma egyről háromra, ezzel együtt a zónatöltet 20 kötegről 22,25 kötegre nőtt, stb./. A végleges zóna-konfiguráció kialakítása során 8 zónakonfigurációt vizsgáltunk meg részletesebben. Az előzetes specifikáció a következőket tartalmazta: 1/ A fűtőkötegek maximális száma 20 darab EK-10 tipusu /3 db háromszor lesarkított, 13 db egyszer lesarkított és 7 db : rínál/ köt.-?«/,* 2/ Figyelembe véve a reaktor jellegét, telepítési helyét, különös hangsúlyt kapott a reaktorbiztonság. Ezért a beépített többletreakti vitás felső határa 0,7 $-, 3/ Semmilyt~4 zónamanipulációval nem állhat elő prompt kritikussághoz elegendő többlet-reaktivitás; 4/ A zónába egy pneumatikus csőpostával kiszolgálható besugárzó csatornát kell építeni, melynek termikus neutronfluxusa 10 kw esetén 11 2 legalább 1,5.10 n/cm sec. Mivel a ZR-5 rendszeren történt mérések maximálisan 8,5 W teljesítményen történtek, csak a termikus neutronfluxus-eloszlások mérésével foglalkoztunk. A méréseket aktivációs módszerrel 10 t diszpróziumot tartalmazó Dy-Al ötvözet aktiválásával végeztük /a vízszintes csatornák esetében szcintillációs detektorláncokkal történtek a mérések/. Mivel a különböző zónakonfigurációkat /különböző fűtőanyag-mennyiség mellett/ 10 kw hőteljesitményre kellett összenormá Inunk, a fluxusmérések leg idő igényes ebb része abból állt,hogy megmértük különböző zónákban a radiális és axiális eloszlásfüggvényeket, majd legkisebb négyzetek módszerével у - A cos /x-o/ függvényt

9 - 5 - illesztettünk«majd ennek integrálja szerint átlagoltuk a zónában a termikus neutronfluxus-eloszlást. Szzel párhuzamosan vizsgáltuk a csaternák fluxusának változásait» változtatva a zónaelrendezést» ill. a reflektorösszetételt /vis» grafit/. Mivel az aktiv zóna fluxuselosslását számítottuk is» a végzónán» ill. egyes közbeeső zónákon mért fluxuseloszlás-görbéket a számításokkal együtt a IV. részben közöljük. A termikus neutronfluxus abszolutizálását 10 kw teljesítményre a következőképpen végestük, eb a hasadó anyagra átlagolt termikus neutronfluxus és a h6tel]esitmény között a következő összefüggés áll fenn: aholt 1 Wsec * 3,3.lO hasadás P reaktorteljeeitmény wattban A /U 235 atomsulya/ H 0-6, \ VM.» f ( t h 'W И - U töuege grammban f t D " Maxwell spektrumra átlagolt mikroszkopikus f issziós hatáskeresztmetszet cm-ben. A Tbermos-programmal [ll] végzett számítások szerint a hasadó anyagban a neutronhömérséklet T U r, K, igy:' Az atlagfluxue és a zóna közep#n levő maximális fluxus J0 l közötti Összefüggést ahol R átlagolt elosslásfaktor és i 0 J ^i(i)di " A o ú *S K x * *y * K z - *S * * 1*1 / «1 -*o f «(i) -1 - x,y,i irányban a taraikua nautronfluxua-.lohlái fuggvénya.

10 A $ u számitható /1/ alapján, К pedig az eloszlásfüggvényekből. A Térések a fűtőelemek közötti moderátorban történtek az aktiv zónában /és nem a hasadóanyagban/. A Thermos-programmal végzett számítások szerint /24.sz. ábra/ a moderátorra és uránra átlagolt termikus neutronfluxus viszonya: Г~ * 1,23 /4/ u ahol 0 = átlagos termikus neutronfluxus a moderátorban 5 = átlagos termikus neutronfluxus a hasadóanyagban. Mivel az aktiválandó huzaldarabkákát а méréskor а fűtőelemek közötti moderátortér közepére helyeztük el«igy nem a moderátorra átlagolt may fluxust mértük, hanem a moderátorbeli maximumot /0 /. A Thermos-urogramm mal végzett számitások szerint a korrekció: ф«*х ш «1,03 /5/ Ф T m Minden zónán a mért érték, mely az abszolutizálás alap;át képezte 0 ' /a i zóna közepén a moderátorban mért maximális termikus neutronfluxus/, melyet az /1/, /4/ és /5/ alapján számítottunk фтах,0 e l 0 3. ф о s 1 # ф о / 6 / A kiindulási zónakonfiguráció az 1. sz. ábrán látható. A töltet 19 db EK-10 tipusu kötegből áll /2432 g U /. A beépített reaktivitástartalék 62,7 ф. /Ebben a fejezetben szereplő valamennyi reaktivitásértéket a kétszerezési idő módszerrel határoztuk meg. A reaktivitásértékeket $ * értékkel számítottuk./ A besugárzó csatornák a grafit kiszoritóban helyezkednek el. A csatornák beimérete egységesen 30 mm. Hat darab u.n. belső besugárzó csatorna és 7 darab külső besugárzó csatorna helyezkedik 1 az aktiv zóna melletti, ill. második grafit reflektor-sorban. Csatornánként 5 db 107 x 0 28 mm-es besugárzó tok helyezhető el. E zónakonflgurácion а б db belső csatorna termikus fluxusmaximumainak 3., középső tokpozició átlagértéke 10 kw esetén: - -,,, <Г ах - 1, n/cm*sec. A 7 darab külső csatornában ugyanezt.. 0 фговх я x^e-lo 11 n/cntsec. A maximális termikus 11 2 neutronfluxus a G5 jelű csatorna 3. pozíciójában: 2/07*10 n/cm sec. A 6

11 - 7 - A á С Ь F О Н 0 Fűtőelem 3 Wit 0 Л/до. besag, csat. РП fa/vw csatorna 1, ábra

12 - 8 - darab belső csatornába helyezhető 30 darab tokban as átlagfluxus: 1, n/cm 2 sec. A 7 darab külső csatornában a 7 x 5 * 35 db tokra átlagolt termi kus neutronfluxus értéke pedig: 1,01*10 n/ca sec. Tehát e zónakonfiguráció 65 darab besugárzó tok egyidejű befogadását teszi lehetővé 1,15*10 n/cm sec, tok átlagfluxus mellett 10 kw esetén. /A közleményben szereplő valamennyi fluxusérték tokok nélküli zónában mért fluxusérték./ Keresve a besugárzó csatornák fluxusnövelésének útjait, egy darab grafit kiszorító helyett az E8 pozícióban /2.ábra/ viz előreflektálást alkalmaztunk. Ez esetben a beépített reaktivitástartalék 29,7 ф volt. Megmértük a termikus neutronfluxuseloszlást a zóna középsikjában az E8 és E9 jelű helyeken. Az E8 helyen az első esetben vizben, második esetben vizben levő besugárzó tokban rés ezt hasonlítottuk össze az E8 helyen grafit kiszoritóban, tokban mért fluxusértékekkel. Mint a 3. ábrán látható, a viz elore f lek tálas a belső csatorna fluxusát 44 %-kal növelte, mig a külső csatorna fluxusa csupán 15 %-kal csökkent. Mivel a zónában 5 db vízszintes csatorna van, viz. előreflektálást csak ott alkalmazhattunk, ahol vízszintes csatorna nem helyezkedik el. Annak tisztázására, hogy célszerü-e a viz előreflektálást helyenként teljes vizreflektorra cserélni, a 4. sz. ábrán jelzett zónán vizsgáltuk meg. Mivel kezdetben kötött volt a 20 ftttököteges limit, a grafit reflektort csak egy oldalon tudtuk vizre cserélni. A 19,75 kötegből álló zóna reaktivitástartaléka 57 ф. А б db belső csatorna fluxusmaximumának átlagér teke 2,01*10 n/cm sec-ra emelkedett. A 9-es sorban a grafitnak a vizre való cseréje nem volt célszerű, mert 18 tf-tel csökkentette a reaktivitástartalékot és 12 %-kal a fluxust. A 8-ik sorban levő csatornák fluxusai pedig azonosak maradtak mindkét esetben: ha a 9-ik sorban akár viz, akár grafit volt. Az előzetes program II/1 pontját /1 db fütököteg kivételével képzett neutroncsapda fluxusváltozásának mérése/ az 5. ábrán jelzett zónakonfiguráción mértük meg. ' E zónaelrendezés 22,75 köteget tartalmaz, reaktivitástartaléka 76,3 ф, A termikus fluxusélösziás a 6. sor mentén a középeikben a 6.sz* ábrán látható. A 72 x 62 mm-es neutroncsapdában a termikus neutronfluxus ,66*10 n/cm sec 10 kw, ami 2,44-szeres fluxusnövekedést jelent a perturbálatlan fluxushoz képest.

13 тл A B C D E F G H Fuloelem Grófit Viz GO Függ. besúg, csolomo В Forrás csolomo 2. аъ га

14 ^иааааакеааайваяанашша MM т т ш т ЯЛ I г? <б J wzben A vízben és lókban a grafitban tokbon, ha в helyen grófit kiszorító * grofilbon tokbon,ftű fő helyen víz о i c,vogy! folr.vogg! с. vagy - н,о н*0 ; н г 0 /о* re J L Г i I! 9 о ю го JO 40 so бо 70 во 90 юо но /го /зо «о /so /бо по (mm) távolsóg, az aktív zóna haiárától 3, abrs.

15 Fűtőelem Grófit 0 Függ. besúg, csatorna H Forrás -cso torna Viz 4. ábra

16 12 - А В С J) E H Ш 1 \\\\ \Ц ' - AVI к^ ШР1 Fúloelem Grafit Viz 0 Függ. besúg, csolomo 0 Forrás csolorna 5, ábra

17 x к 8-15 О в U О (о 1С к О I ' L ' ' ' * L»f,U»/U & ^»! ^ ^» ^» S -» S. 3

18 -t A 44. sz. ábrán látható egy görbén ábrázolva mind a számított» mind a mért termikus neutronfluxus-eloszlásgörbe. Mivel az elsődleges specifikáció maximálisan csak 20 fütőköteges zóna létesítését biztosi-: totta, igy a neutroncsapda létesítésére nem volt lehetőség. A későbbiekben» bár a fűtőanyag-töltet felső határa 24 kötegre bővült, a reaktor konstrukciós megoldása /tartályméret, részleges grafit reflektor alkalmazása, stb./ nem tette lehetővé, hogy egyidejűleg aktivációs analitikai célokat szolgáló különböző neutronspektrumban működő csőpostákat és legalább a fenti méretű neutroncsapdát alkalmazzunk. Az előzetes zónaspecifikáció egy darab pneumatikus csőpostával 11 2 kiszolgálható csatorna telepítését irja elő, legalább 1.5»lO n/cm sec termikus neutronfluxusu helyen. Ennek a feltételnek eleget tesz a G5 jelű pozíció, ezért a csatornát itt helyeztük el. így alakult ki a 7.Í?S. ábrán jelzett első zónajavaslatunk. A 20 kötegből álló zónakonfiguráció reaktivitás tartaléka 55,6 ф. Méréseink szerint a 72 x 72 mm-es grafit kiszorító helyén képzett viz lyukban fluxusveszteség nélkül két darab 30 mm-es besüli 2 gárzó csatorna helyezhető el. A G5 jelű helyen 2,64-10 n/cm sec-os termikus neutronfluxus érhető el. Az ide telepitett csőpostával hosszúidejű /1-10 óra/ besugárzásokra is szükség lesz, ezért két darab azonos konstrukciójú és fluxuseloszlásu besugárzó csőposta építését javasoltuk a G5 pozícióba. /A csőpostákkal kapcsolatos részletes mérési eredményeket a csőpor,- tákkal foglalkozó korábbi tanulmánytervünk tartalmazza [17]/. Itt tettünk javaslatot égy másik zónakonfigurációra, mely túllépi a 20 köteges felső limitet, de amely lehetővé teszi a két darab "termikus" csőposta mellett 11 2 egy harmadik 4.10 n/cm sec-os gyorsneutronfluxusu / 1 MeV feletti/ csőposta megépítését. így alakult ki a végleges zónakonfiguráció. /8. sz. ábra./ Végleges zónakonfiguráció A mérések során a zónakonfiguráció jelentősen módosult: 1/ A ftttőköteg maximális száma 24 db EK-10 tipusu köteg lett. 2/ A pneumatikus csőpostarendszerrel kiszolgálható speciális csőposták száma 3-ra emelkedett. Ebből 1 darabot "keményebb" spektrumú helyre /"gyors csőposta"/, 2 darabot pedig "lágyabb" spektrumú helyre kellett telepíteni /termikus csőposta/. E csatornák neutronfluxusainak a termikus energiatartományban el kell érnie az ^5*10 n/cm sec szintet, gyors csőpoi 1,5*10 n/cm sec szintet, a gyors csőpostának pedig a 3.10 J " t n/cm sec szint«.t /az 1 MeV feletti tartományban/.

19 Fuloekm Grófit Viz И Függ. besúg, csolorna H Forrás csatorna IÜ Csőposta 7, ábra

20 - 16-3/ A zónakonstrukciónak legalább 65 db szabványméretű /ÍOO x 28 mm/ besugárzó tok egyidejű befogadását kellett lehetővé tennie. 4/ A függőleges besugárzó csatornák között lennie kell egy darab nagyobb átmérőjű /t>40 mm/ csatornának is. 5/ A beépített többletreaktivitás felső határa továbbra is 0,7 $. 6/ Semmiféle reálisan elhihető zónamanipulációval vagy meghibásodás által /csoposta elvizesedése vagy kiszerelése, stb./ se szabadulhasson fel prompt többletreaktivitás. A "VÉGLEGES" zónakonfiguráció a 8. sz. ábrán látható. A zóna kb. 22,25 kötegből áll. /Ennek reaktivitástartaléka kétszerezési idö módszerrel mérve 87 ф.1 A zóna fűtőelemekkel történő pontos beállítása a helyszínen fog megtörténni. A kötegen belüli egyes fűtőelemek reaktivitás-értékesség mérési eredményeit a II. fejezet tartalmazza. A végleges zónán az /1/ formula alapján számított ф = 1,087*10 2 n/cm sec/10 kw/,az uránban a maximális termikus neutronfluxus Д1 io Фи ш 1,087-lQ 11. я с. 1 л ф «=- = n r r u к 0,5836 ааъа - If86»10 n/cm sec a.moderátorban ugyanez.max,о - -^,,-11, 2 _ ф =2,36*10 n/cm sec /v.o. IV. fejezet/ A belső csatornák száma 12 db, ebből 11 db 30 mm átmérőjű /egy darab az F3 kötegbe épitve/, egy darab 40 mm átmérőjű az aktiv zóna melletti viz előreflektorban. 3 darab belső csatornát ezenkívül pneumatikus csopostarendszer szolgál ki. Két darab "termikus" helyre telepitett /GS jelű hely, ,45*10 n/cm sec/ egy darab pedig a D5 jeitt pozícióban fél köteg helyét 11 2 foglalja el a viz maximális kiszorítása mellett várhatólag % 4.10 n/cm sec gyorsneutron-fluxust biztosítva. /A zavaró termikus és epitermikus neutronfluxust BjC, ill. Cd árnyékolással kell levágni [l7]./a gyorsneutron csoposta helyének megválasztásakor reaktorbiztonsági szempontból ielentös helyet foglalt el az a követelmény, hogy semmilyen zónamdnipulációval se lehessen a beépített reaktivitástartalékot 1 $ fölé emelni. A csőposta esetleges kiszerelése esetén a D& jeltt fél kötegnek a periférián fekvő bármely teljes köteggel történő cseréjét /mely 2 $ fölé emelné a zóna reaktivitástartalékát/ az akadályozza meg, hogy a D5 jeltt helyre csak három-

21 fűtőelem Crafit Viz EJ Függ. besag csat И Forrás-csatorna Csápásta levegő 8 ábra

22 szór lesarkított köteg helyezhető, ilyen pedig csak 3 db van az aktiv zónában, gyakorlatilag azonos reaktivitás-értékességü helyen. Fontos még annak ismerete is, hogy a csőposta esetleges meghibásodása /elvizesadése/ miatt milyen reaktivitás-effektus lép fel. Mivel az elvizesedés ^ 0,20 $ reaktivitással csökkenti a zóna reaktivitástartalékát, ezért a csőposta biztonsági okokból megengedhető A belső csatornák fluxusmaximumainak átlagértéke 2,06*10 n/cm sec, 11 2 a 7 db kulső csatornában ugyanez: l,02«lo n/cm sec. Mint már fentebb einlitettük, csatornánként 5 db besugárzó Lok helyezhető el. A 9.sz. ábrán látható a besugárzó csatornában a tokoknak, ill. a tokon belül a mérési pontoxiiak a csatorna altatói szánutolc тач;и;зл«4- koordinátái, valamint a függőleges csatornák axiális /egyre normált/ ÍIUXIIÍ;- eloszlása. /A mérések pontosítása céljából az eloszlásfüggvényt 10 ponhbüu mértük meg és legkisebb négyzetek módszerével у = a cos ot/x-ß/ függvón'/t illesztettünk a mérési pontokra./ Analitikusan az eloszlasx.üggv*»ny: у * 1,000 cos 0, 04357/x-30,507/. Az 5 tokpoziciónak megfelelő axiális relativ fluxuseloszlást л vetkező 1.1 sz. táblázat tartalmazza. I.l.cz. Táblázat 1, ' l'o'axcio Cin a csatorna fennkabol ft. ахгаъгв eloc%',1 * fizovzo 5. 49,3 0, ,6 0, ,9 0, ,2 0, ,500 A besugárzó csatornák 3. pozícióiban 10 kw mellett ^rii.h kue neutronfluxus-értékeket az I.2.sz. táblázat tartalmazza.

23 Ol О /pjpflö OUJ0JOÍ0 0(LUD)

24 I Táblázat Belső csatornák Kill в о csatornák Csatorna jile n/cm sec Megjegyzés Csatorna jele n/cm sec Megjegyzés CO bal 1, mm C9 1,0 Q 30 mm C8 jobb 2,1 n D9 1,1 и D8 bal 2,3 N E9 1,0 M D8 jobb 2,1 N F9 0,8 N Б8 2,1 (b 40 nun H6 1,1 И F8 bal 1, mm H4 1,1 и F8 jobb 1,6»i H3 0,9 и G6 jobb 2.3 * G6 bal 2,0 и G4 jobb 2,1 и G4 bal 2,0 и F3 1,6 II kötegbe épitve. A várható fluxusértékeket /a I.í.sz. táblázatban közölt magassági pontokra/ ugy kaphatjuk meg, hogy a 1.2. sz. táblázat megfelelő csatorna 3. pozícióinak értékeit megszorozzuk a 1.1. sz. táblázat h. axiális eloszlás szorzójával. Ha a besugárzandó céltárgy mérete nagyobb és betölti a teljes besugárzó tokot, akkor a várható fluxusértékeket az eloszlás integráljából /9. sz. ábra/ számithatjuk ki. /Termesztésen a fluxusárnyékolás és depresszió korrekciói mellett./ Mint a 9.sz. ábrán látható, a termikus csőpostáknak a zónában elfoglalt magasságkoordinátáit ugy célszerű beállítani, hogy a céltárgy a csatorna fenekétől 30 cm magasságba, az aktiv zóna kőzépsikja alá 1,5 cm-rel Kerüljön. /Kissé módosítva a tanulmánytervben szerepelt mérési eredményt./ Vízszintes csatornakiceatolás-vizsgálat A reaktorban 5 db vízszintes csatorna van. Ebből 1 db tangenciális, a többi 4 db a zóna közepét "nézi" /10. sz, ábra/. Az eredeti tervek szerint a tangenclilis csatornát a zóna tartályáig tőmor gratxcrétegen xeresztux csa toltuk vol iá ki/vagyis a Gl, G2, Hl, H2 helyeken levő grafit reflektorelemek tömör grafitból készültek volna/, mig a többi 4 db vízszintes csatorna a reflektorvastagsággal megegyező, a csatorna magasságában 100 mm vastag-

25 / fä 4 ШШШ: 4U '. >.\V.\\K_-. К:- i\-! -.. f \ \>V 3.4-.vV. V.s V.x.. A.. - \:.>г ; ;J\/Lcv^nps X:.-" \ko,tníiöior \ jszcinliwáior Ж Viz Fűtőelem Grófit fő] függ. besugárzó csabrno [T /Ъ/rös csabrno 5] Csóposla Щ Levegő 10» ábra

26 i ságban elhelyezett tömör aluminium rétegen keresztül csatlakozott volna az aktiv zónához. Vizsgálatainknál aluminium és levegős kicsatolást hasonlítottunk a grafit kicsatoláshoz. Méréseinket a tangenciális csatornánál és a IV. sz. vizsszintes csatornánál végeztük. A mérések általában ugy történtek» hogy a két csatorna magasságában egy-egy szcintillációs detektort helyeztünk el a külső tartály köpenyén. A zóna kistartalya és külső nagytartálya között levő vizben levegős kicsatolást alkalmaztunk. A csatorna magasságában a csatorna irányába eső grafit kiszoritőkban ÍOO mm magasságú levegős, aluminium kicsatoló elemet helyeztünk el és a szcintillációs detektorral iqy mért relativ fluxusértékeket hasonlítottuk össze a tömör grafitkiszoritós kicsatolással. A méréseknél mindig az egyik detektor mérte a relativ fluxusváltozást /termikus, epitermikus/, mig a másik láncot a reaktorteljesitmény monitorozására használtuk. /A ZR-5 viszonylag kis teljesítménye miatt az eredmények magán a reaktoron még megerősítésre szorulnak./ A termikus detektor e<iy 0,5 nun vastagságú kadmium csőben helyezkedett el, a szórt termikus neutronfluxus árnyékolása céljából. A tangenciális csatornánál a levegős klcsatolás optimális vastagságát kellett meghatározni. A levegős kicsatolást a tangenciális csatorna esetében ugy vizsgáltuk meg, hogy változtattuk a levegős klcsatolás vastagságát /1-4 kiszoritónyi vastagságban, - szélessége állandóan 100 mm volt/ és ezt hasonlítottuk a tömör grafit csatoláshoz. A tangenciális csatornánál kapott mérési eredményeket a következő táblázat tartalmazza: J. З.вя, T&blasat Kiceatoláe média Kat8zerez0Bt id8 m&deueml márt reakti vitás-váltosaa 4» - 0 t h vei.egy a. 0 e? i ret.egye. grafit, alapzóna f>00 1,00 1 réteg levegős klcsatolás H-1,2 2 réteg levegős klcsatolás G-l,2; H-1,2 3 réteg levegős klcsatolás P-1,2; G-l,2? H-1,2 4 réteg levegős kicsatolása E,F,G,H-1,2-4 1,38 1, ,60 2, ,44 2, ,27 1,85

27 14 г,-mtaa^aifcjtj t 7000»» """« V В гооо юоо I I I I I I L 0 S Ю45 0ЯЗО354ОЛ$ (cm) 11. Ábra

28 Figyelembe véve, hogy az epitermikus neutronfluxus abszolút értékben ^ 15-ször kisebb a termikus fluxus értékénél, az epitermikus neutronfluxus-növekedés abszolút értékben nem jelentós. A reaktivitás-csökkenést és a termikus fluxusnövekedési effektust összevetve egyértelmű, hogy az utolsó két grafit kiszoritó rétegben /G-l f 2; 11-1,2/ célszerű levegős kicsatolást alkalmazni, mely a termikus neutronfluxus értékét 60 %-kai növeli. A IV. csatornánál történt méréseknél a grafit és levegős csatolást hasonlítottuk a már beépített aluminium csatoló elemekhez. /. 4. ez. Táblázat K-ieeatoláa módja Reakt. változás 0 t h ml. egy a. 0 e p i TÚL.вдув. Al teljes vastagságban - 1,00 1,00 С teljes vastagságban + 6 1,08 0,86 levegő teljes vastagságban - 5,5 1,20 1,44 A mérésekből egyértelműen látszott, hogy a már beépitett aluminium kiszoritó elemeket ki kell cserélni tömör grafit k.szoritókra ott, ahol lágyabb spektrumú neutronteret kivannak kapni - III, IV. sz. vízszintes csatornák - és levegős kicsatolást alkalmazni ott, ahol keményebb spektrumú neutrontérre van szükség: I., II. sz. csatorna. /Egyébként is az Al kicsatolást magas gamma háttere miatt sem célszerű alkalmazni./ összefoglalva a zónaoptimalizáció, ill. fluxusmérések eredményét, a következőket állapithatjuk meg: a reaktor felhasználási lehetőségei nagymértékben kiszélesedtek. A tervezett 1 darab pneumatikus csőpostával kiszolgálható csatornával szemben 3 darab ilyen csatorna fog üzemelni különböző spektrumú helyeken. 2 darab "termikus csőposta" a G5 jelű helyen, 11 2 ^ 2,45*10 n/cm sec termikus fluxusban, a "gyorsspektrumu csőposta" a D elü helyen, 'v 4.10 n/cm sec gyorsfluxusu /1 MeV felett/ térben. A ez. posták elhelyezése, a viz előreflektálás bevezetése, ill. a levegős kicsato* lás alkalmazása megnövelte a zónatöltetet kb. 17 %-kal. Mindezek mellett a kiindulási zónaértékekhez viszonyítva a 65 db besugárzó tok \\ Ъ 1.54*10 n/cm sec, tok átlagos termikus neutronfluxusu térben helyezkedik el, ami 34 t-os fluxusnövekedést eredményezett azonos - 10 kw - hoteljeaitmény mellett. /Az amúgy is gyengébb külső csatornák szerepét a számban megduplázódott belső csatornák vették át magasabb fluxusértékekkel./ A vízszintes csatornák esetében a tangenciális csatorna termikus neutronfluxus-hozama 60 %-kal növekedett, a többi vízszintes csatorna pedig alkalmazkodott a fizikai kísérletek spektrumigényeihez is.

29 II. REAKTIVITÁSMERESEK Reaktorok reaktivitás-viszonyainak kimérésére többféle mérési módszert lehet használni. A legegyszerűbben kivitelezhető módszerek közé tartozik a kétszerezési idő meghatározásán alapuló reaktivitásmérés, amelynek azonban bizonyos korlátai vannak. Mindenekelott, minthogy a mérés szuperkritikus reaktoron történik, a közvetlenül átfogható reaktivitás-tartomány nagyon szűk, és emiatt a nagyobb reaktivitás-változások több lépcsőben történő meghatározásánál a tartományok illesztésével kapcsolatos problémák lépnek fel. ISzzel a mérési módszerrel kapcsolatos másik nehézséget az okozza, hogy a kétszere^ósi ido-reaktivitás összefüggés tartalmazza az adott reaktorzónára vonatkozó későneutron-paramétereket, s ez számos problémát' vethet fel. A jóval bonyolultabb pulzált neutronforrásos reaktivitásmérési módszer szélesebb -skálán használható, de csak a negativ reaktivitások tartományában, és elvi problémáktól ez sem mentes [4]. Folyamatosan végeztünk kétszerezési ido mérésén alapuló reaktivitás méréseket a ZR-5 rendszeren a zóna reaktivitás-viszonyainak megismerése céljából. A zóna különböző lehetséges konfigurációinak összevetésénél és bizonyos szerkezeti-geometriai változtatások eredő hatásának megbecslésénél szűk ség volt az egyes pozíciókban a fűtőkötegek és reflektorelemek reaktivitásértékességének ismeretére. A pulzált reaktivitásméréseket egy tömör, grafittal és vizzel reflektált zónán kezdtük el /továbbiakban "GRAFITOS zóna"/, majd az időközben - főleg a csatornafluxus-mérések figyelembevételével - kialakított végső zónán /"VÉGLEGES zóna"/ folytattuk. Számos fontos reaktivitás-értéket meghatároztunk a ZR-5 rendszerre végzett részletes reaktorfizikai számitások keretében is. Ezek részletesen a IV. fejezetben találhatók meg» itt a számított eredményekre csak rövid utalásokat teszünk.

30 Pulzált reaktivitásmérési módszer A pulzált neutronforrás segítségével történő reaktivitásmérési módszerpv *. reaktorban a pulzus belövése után kialakuló fluxus időfüggésének Ф/t/ mérésén alapulnak. A Ф/t/ függvény menete és a reaktivitás között többféle, egymástól kissé különböző összefüggés vezethető le, ezeknek megfelelően a pulzusválaszból többféleképpen értékelhető ki a reaktivitás. Az egyes kiértékelési módszerekhez szükség van a Ф/t/ függvény valamilyen analitikus előállításában szereplő paraméterek meghatározására. Ez a mérésből legkisebb négyzetek módszerével történő illesztéssel végezhető. Simmons és King fi] módszerében csupán a prompt alapmódus bomlási állandójára, о, van szükség a reaktivitás megállapításához. Ismerni kell viszont a kritikus reaktorban mérhető a értéket, a -t is. így а negativ reaktivitás p fc _^L. i /1/ с alapján határozható meg. Az /1/ összefüggés közelítő jellegű, a közelités növekvő szubkritikus reaktivitásoknál romlik, ennek problémáival itt nem foglalkozunk. Méréseink kiértékelésére ezt a módszert választottuk. 2.2, A pulzált reaktivitásmérés leírása A ZR-5 szubkritikus reaktivitásméréseknél a KFKI NIG-200 jelzésű neutrongenerátorát használtuk [2] A neutronimpulzus szélessége ysec, ismétlődési ideje msec tartományban volt. Neutronok detektálására Twentieth Century, 111. SzNM-12 tipusu BF- csöveket használtunk a KFKI-ban készült előerősitő-erösitődiszkriminátor egységeket tartalmazó láncokban. A detektált jeleket NTA 512 tipusu 512 csatornás analizátor segítségével gyűjtöttük és közvetlenül lyukszalagra vittük. Rendszerint ysec szélességű csatornát használtunk. A lyukszalagról/ bizonyos vezérls adatokkal kiegészítve, RJ05 nevű, legkisebb négyzetek módszerét alkalmazó exponenciális függvény illesztő programunkkal határoztuk meg a keresett a paramétert.

31 Reaktorkonfiguráció Számos átmeneti zónán végeztünk reaktivitásmérést, többnyire kétszerezésl idő mérése alapján. Ezeknek azonban általában nincs nagy jelentőségük a végső zóna szempontjából. Amint említettük, két zónakonfiguráción végeztünk részletesebb» pulzált reaktlvltásméréseket. A 12. ábrán látható a "GRAFITOS" zónaelrendezés. Ezen meghatároltuk a biztonságvédelmi és ezabályozórudak értékességét, valamint néhány jellegzetes pozícióban a fűtőkötegek és reflektorelemek értékességét. A 13. ábrán látható "VÉGLEGES" zónán folytattuk a méréseket. Ismét meghatároztuk a BV és szabályozó rudak értékességét, fűtőkötegek értékességét, egyéb reaktivitás-effektusokat Mérési eredmények Számos kétszerezésl itiőmérés mellett összesen ralntecy 100 pulzált mérést végeztünk. Ebből elég sokat szenteltünk a mérések reprodukálhatóságának tanulmányozására, kedvezőtlen mérési elrendezések kiszűrésére, ill. olyan állapotok kimérésére, amelyek később nem kerültek megvalósításra A II.1. táblázatban, főként illusztrációként összefoglaltuk a végeredmények szempontjából legfontosabb mérések paramétereit. Ahogy a 2.1. pontban elmlitettük, a módszerhez szükség van o c meghatározására. Ez különböző szubkritikus állapotokban végzett mérésekből kritikusra való extrapolálással történt, a 14. ábrán látható módon. A kapott érték о * 107sec"! с Ennek hibája a statisztikus hibák,illesztés hibája, reprodukálhatóság figyelembevételével 1-2 %-ra tehető. Ugyancsak a 107 sec" értéket mért ezen а reaktoron Liewers [з] korrelációs módszerrel, kritikus állapotban... /15. ábra./ Az extrapoláció a kézi szabályozó rud lineáris szakaszán történt. A kézi rud reaktivitásgörbéjét kétszerezésl Időméréssel is felvettük, ezt a 16. ábrán láthatjuk. A végső zóna, a 13. ábra szerinti elrendezésben 0,91 % szuperkritikus, az F3 fütőkötegből 1 pálcát eltávolítva pedig 0,86 $. /F3-ban egy-egy

32 A B C D E F G H 1*«M Л 'Т SI ч F x '. \»I 4 - N ч " \K * \ 4 * Ч - ч - V Ч ^ \ \ 4 v ^ > w-v- 4 \\I\MV.. - \ ^N N Mill VEb >[\\i\\b\x I- '' ' /,' / ''. '. \ Ч \ ч wtv/ ч з I. \ \ \ KvA/A'/:- //У/.,' ч -; \v /Л//л. /X / <. \ ч 5 ч -/ (КУ г-* ~/~~*Ит ' *' --г-»-'.-»---ч 6 '/л / ////г'//ь ':< \\-N ; 1 8 W/ иа: \ ч NX ^ Ь-v ^льл ч ч;о. ; 0 \'й //1 Fűtőelem Ш Grafit Viz dele к tor О forge/ J 2. G/,»74T

33 Q Fűtóelem S57 if'"* Levegő Ш Grófi» 0 Viz П Deieklor borget 13, ábra

34 О) * rúd he/yzcl (mm; 14, ahra

35 %9UU 1-1 "I т г~ "Т *.в - <б Г о «0 Ö - - V <'ч> - Ф гяо гоо 600 еоо Oft rud helyzet (mm) IB, Abra

36 гоо о rúd helyzet (mm)

37 II.J,.,'Jéhány pulzált Táblázat muriz adatai Neutronimp. Analizátor Ciklus Яо, Reaktor hozzz tdö ozat. ozat, «ж. eee e P те. вжат u«. ezil BV.F, A:F, K: 60 /F/ x/ 250 " Ki Kt " Ki " Ki BV;F, AiF, Ki " Kt Ki " Ki 600 /L/ 258 A, KiL, 2BViF , A, KiL, BV x il v BVjiF 260 A, KiL, BVj^F, BV 2 il 261 A, KiL, 2BVtL 269 2BV:F, A, Ks240, F7 kint 270 " 06 kint ÍOO SO BV:F, A, K:240, C5 kint 272 " 04 kint 273 " E3 kint : Jelölések: BV: bizt.védelmi rud. A: automata rud, K: kézi rud. A rudjelzések utáni számok a rudhelyzetet jelzik mm-ben,, az F a fenti, az L az alsó véghelyzetet jelenti.

38 belső pálca értékessége 0,08 $, B4-ben pedig 0,10 $-nak adódott./ Elekre az értékekre a végs6 összeállításnál a tartalékreaktivitás pontos beállításánál lesz szükség A különböző reaktivitás-értékesség mérések eredményeit a II.2.* II.3., II.4. táblázatokban foglaltuk össze. Látható a két különböző zónakonfiguráción végzett mérések összehasonlításából, hogy a változtatás által közvetlenül nem érintett elemek értékessége nem változik jelentősen az egyik zónáról áttérve a másikra. Ennek a ténynek a figyelembevételével egy külön ábrán /17. ábra/ a jobb szemlélhetőség kedvéért együtt tüntettük fel a két zónán mért értékességeket. /Aláhúzott számok pulzált mérést, a nem aláhúzottak T2x mérést jelentenek./ A "VÉGLEGES" zónában lévő vizlyukak helyén feltüntetett értékességek az ott elhelyezhető grafitelemekre vonatkoznak. II. 2. Táblázat Ruder teke 88 egek "VÉGLBGES" zbr.a ' Ар $ Átlag Ар $ B V BV 2 2 BV A 0.27 К 0.87 J A + К 1.12 A különböző eleinek értékességeinek megállapításánál mindig akkor tekintjük az értékességet pozitívnak, ha kiemeléskor /eltávolításkor/ a zóna reaktivitása csökken. Amennyiben nincsen külön feltüntetve, minden értékességmérés ugy értendő, hogy a szóbanforgó elemet eltávolítjuk és viz kerül a helyére. é

39 II.3. Táblámat FUtSköteg-, refi.elem-, atb. ertekeeeégek "VÉGLEGES" zóna F7 fütököteg D6 C5 D4 E3 B3 grafitelem' x/ E8 " E2 E l " x/ CB G6 D8 " " Vl Vl x ' Др О.бО O.IO * Т- méréssel II. 4. Táblázat Reaktivitaa-ert&keamegek "GRAFITOS" zóna ш Ap $ C4 fütököteg D4 D7 D7 futököteg grafitra cserélve D6 " " " D2 grafitelem D8 " D9 G5 H5 " G5 grafitelem dugó H5 V t B3-B4-B5-B6-B7 grafit aor eltávolítása C4-D6-E8-F8 " " 0.61 О.ЗЗ O.IO O.04 О B V >, J 2, б Э -, с, 3.62J 3, S 1 2BV 5, 9 2 \ 5 50

40 A в с 0 Е F G н O.ü'J 0.37 C.60 /, ч_ 2.33 D i%l_ ш\ В 1 0Л8 0Л \ У 1 I / о.зз' 0.31 О.ЗЗ 8 0.Ю 17, ábra

41 Mintegy illusztrációképpen meghatároztuk számítással is két futüköteg-pozició értékességét: a D4 pozícióban mért 4,25 $-ral szemben számítással 4,8 $ adódott, a D7 pozícióban a mért érték 2,3 $, a számított pedig 2,0 $. Vizsgáltuk a száraz BV rud-csatornák kilyukadása és vízzel való telítődése esetén várható reaktivitásváltozást. T2x mérés alapján Ap = 0,21 $- ra tehető. Számításból 0,18 $ adódott. A D5 pozícióban kialakított levegős besugárzó csatorna /13. ábra/ vízzel való elárasztása csökkenti & zóna reaktivitását: T2x mérés alapján Ap = -0,20 $. Ez a kérdést is vizsgáltuk számítással és -0,71 $ értéket kaptunk. Az utóbbi mennyiség mért és számított értéke közötti eltéréssel a IV. fejezetben foglalkozunk. A mérések szerint a használni kívánt B.C kapszula behelyezése ebbe a csatornába Ap =0,34 $ értékességével csökkenti a reakti4 r itást. A lyukas grafitelemekbe való grafitdugók értékessége darabonként mintegy 0,04-0,07 $. /A grafitdugók mérete ф 28x620 mm./ Megmértük a IV. csatorna esetében, hogy milyen reaktivitás-különbséget jelent, ha a tömör aluminiumos kicsatolást levegős kicsatolásra cseréljük. Azt találtuk, hogy a reaktivitásváltozás Ap < 0.03 $ /P l e v e g S s < P A1 /. /Lásd I. fejezet/. A grafitelemek értékességének mérése mellett a végső zónakialakitás során megmértük, hogy egy-egy grafit sor eltávolítása /vízzel való cseréje/ milyen reaktivitás-változást okoz. B3-B4-B5-B6-B7 sor: Ap * -2,08 $, C8-D8-É8-F8 sor: Ap -1,02 $./A GRAFITOS zónából kiindulva mértünk./ A biztonsági értékelésnél a három módezerrel meghatározott értékek közül mindig a legpesszimisztikusabb veendő figyelembe.

42 III. A NÉGYFAKTOROS FORMULA PARAMÉTEREINEK A MERESE III. 1. Bevezetés A négyfaktoros formula jelentősége kisméretű reaktorokban sokkal kisebb, mint nagyméretű /grafit vagy nehézvíz moderátoru/ reaktorok esetében, mert a rendszer jellemző paraméterei /kritikus tömeg, fluxuseloszlás stb./ kritikus rendszerben közvetlen méréssel egyszerűen meghatározhatók [6]. A termikus tartománytól eltekintve a spektrum kisméretű zónákban a nagy neutronkiszökés miatt er6s helyfüggést mutat, ami elsősorban a rezonanciakikerülési valószínűség értékét befolyásolja. A mérések kiértékelése során a kiszökés figyelembe vételére alkalmazott Fermi-kor közelítés a helyfüggést nem veszi figyelembe. Kis zónák esetén tehát a rezonancia-kikerülési valószínűség értékében nem várhatunk túlságosan jó egyezést a kísérlet és a számítás között. Ennek oka nem a számitások és a kísérletek pontatlanságában, hanem magának a négyfaktoros formulának a megfogalmazásában rejlik. A négyfaktoros formula paraméterei esetünkben arra a célra szolgálnak, hogy adott esetekben egyszerű számításokhoz kiindulási adatként szolgáljanak. A négy tényező közül csak a termikus hasznosítási tényezőt és a rezonancia-kikerülési valószínűséget határozzuk meg, ugyanis a gyorshasadási tényező értéke 10 % dusitásu zónában nagyon közel áll l-hez és emellett nagy pontosággal számolható. Ugyancsak pontosan ismert n értéke is /a fűtőanyagban befogott egy termikus neutronra eső primer gyorsneutronok száma/. III.2. Termikus hasznosítási tényező A termikus hasznosítási tényező definíció szerint: f fűtőanyagban befogott neutronok száma,-., összes befogott neutronok száma ' ' kis átalakítás után

43 E fb{ j h, b*b *ь d E p p «f J E» - d E * - i r c 14 с с?u J <V E 8>*u d E F u[ (Z 5 +E 8> «d E A fűtőanyagban gyakorlatilag csak az urán által befogott neutronokat kell figyelembe venni. Bevezetve a Westcott-féle jelöléseket [.7], továbbá feltételezve, hogy az urán-238 hatáskeresztmetszete a teljes energia tartományban 1/v törvényt követ 1 _ ± ж f F b *ob W b a b + " P u *ou < N 5 5 +N 8 ö o8> F m ф от W m m P u *ou ( N 5 V N 8 a o8> ahol F, F., F a moderátor», burkolat, ill. a.fűtőanyag felülete az elemi cellában, ф felületi fluxusátlag, az о index a 2200 m/s sebességre vonatkozik. ф от, fluxushányad mérésére Dy fóliát használtunk. Az elemi cella Ф ou fűtőanyagában és a moderátorban besugárzott fóliák aktivitáshányada a Westcott-féle jelölést használva \ _»ói p m W Dy g Dv < T m> / 4 / A ou F u % *<*u> A moderátorban a neutronhőraérsékletet Dy/Lu féllapárral határoztuk meg közelítőéi. Nagy pontosság elérésére nem törekedtünk, mert a neutronhs- 'mérséklet figyelembe vétele csak egy korrekciós tényezőt jelent és viszonylag nagy hiba sem változtatja meg jelentősen f értékét. Felhasználva még az [5] irodalomban megadott adatokat, a következő értékeket kapjuk 1 T m K T u - /T m +30/ K г л - 0,0752 r u - 0,0934

44 F ф A /4/ egyenletből ^т1^и ismeretében p~ T ^ meghatározható. X u 'ou A /4/ egyenlet jobboldalán álló első tagban *ob értékét az Гз]-Ы:п közölt adat alapján becsülhetjük meg. Ф ou Az A mm hányados meghatározásához a fóliák eltérő alakja és a detektor hatásfokának a helyfüggése miatt a moderátorban besugárzott fóliákat négy részre vágtuk és külön-külön mértük az aktivitásukat. Egy-egy ilyen fóliadarab mérete közel azonos volt a fűtőanyagban besugárzott, fóliával, ezenkivül a geometriai elrendezéssel is biztosítottuk, hogy fóliák bármely pontjáról kiinduló sugárzást azonos hatásfokkal detektáljuk. A fóliák besugárzásakor a zóna kiképzése a 18. ábrának megfelelő volt. A szétvágott fűtőelemben és a moderátorban a 10 % diszpróziumot tartalmazó alumínium fóliát a 19. ábrán látható módon helyeztük el. A fóliák aktivitását béta fejes szcintillációs detektorral natároztuk meg. Egy tetszőleges időpontra vonatkoztatott fólia-aktivitásokra a következő értékek adódtak: Fólia száma aktivitás O, , , , , , O,2538.l , ОД , Ezek alapján A. = m A u ~ = 7, ,5 % u F = 210,5 mm 2 m F u «38,48 mm 2 F b = 40,6 m 2 & Dy /341/ = 0,970 e D y /371/ = 0,963 F F ф m y om ф u y ou Ф - 7 ->17Л t. m Ф 1, /THERMOS 1,3355/ F b*ob F ф u y ou - 1, % /bee

45 Speciolis futoköleg FA pozícióban Plexi lap 0у(Ю7оОб) fóhok iokölegek 18. kbva

46 fűtőelem AI-burkolót ШШШЩ Al-csozóna középmagasság Duivl v»/*.* f. v polietilén cso 19, ábra

47 N. = 6,027. Ю" 2 D, " 3 Ns - = 1 N R 9,479.10" 3 = N : 6,67.Ю m -2 = o5 = 693,0 o8 = 2,73 Ö om = J,332 ob = 0,235 g/235/ / / = o,9648; S / ' /371/ «0,0828 Miatti» egyét anyagra g = 1; s = О. 7, n^<jii-l? Io 6. fcékek behelyettesítése után f = 0, %,4 TiteVttöS kód с Lexmikus hasznosítási tényezőre 0,8021-et ad, ami kitűnő egy /est i.m>.f. a tóért értékkel. II!.3- A. ircr^nancia-kikerfllési valószínűség mérését a fűtőanyagba helye- 238 zsti. csapass éh kadmium borítású ü fóliák felaktiválása után a keletkezstt Ne aktivitások mérése utján végeztük el. Az ü magok neutronbefo$3sakcr leiái «.'ódó folyamat sémája a következő U" 8 /n,y/ U ^U.. Np 239 -&cl~ Pu A rezonancia-kikerülési valószínűség közvetlenül nem mérhető, hanem az előbb emiitett aktivitáshányadból és számolással meghatározott egyéb paraméterek felhasználásával kapható meg [8, 9]. Ha a lassulási sűrűség közvetlenül a rezonancia felett q, akkor q/l-p/ neutron fogódik be rezonancián. Legyen L, a termikus és a rezonancia-tartomány közötti ki-nem-szökési valószínűség, ekkor qpl, neutron termalizálódik, ennek /1-L 2 / -szerese kiszökik, mint termikus neutron és qpl 1 L 2 fr fogódik be termikus neutronként. R - /1 I» 5 /* /" 1 juk: 28 A közvetlenül mérhető p hányadost a következőképpen definiál« U eplkadmiumos befogásainak a száma ' 238 U szubkadmiumos befogásainak a száma

48 A felaktivált fóliák kadmiumviszonya /CR/ C R = A cs / A b 238 ahol A és A. a csupasz, ill. a kadmiummal boritott U fóliák Np 239 c s b 4 J * aktivitásait jelenti. Az előbbiekből következik, hogy 28 *b 1 P A -A. CR-1 CS Ь w 28 = q/l-p/ ш 1-_Е qpl,l 2 fr pl,l 2 fr vagy p = 1 2-жl+LjLjfR Q L. : ki-nem-szökési valószínűség a termikus és a rezonancia-tartomány között /L 2 = e~ T B / 2 2 I» 2 : ki-nem-szökési valószínűség a termikus tartományban /L- = 1/1+L В / A mérést а 18. ábrán megjelölt pozícióba helyezett, megfelelően preparált fűtőelemben végeztük el. A szegenyitett urán fóliák elhelyezése a fűtőelemben a 20. ábrán látható. A csupasz, ill. a kadmium boritásu fóliák egymástól 43 mm-re, a zóna középmagasságára szimmetrikusan voltak a besugárzáskor. Az ábrán csak a kadmium burkolásu részét mutatjuk a fütőelemnek, a Np 239 aktivitásokat szcintillációs detektorral, 128 csatornás analizátor segítségével határoztuk meg, a következőképpen: A 21. ábrán látható a csupasz urán fólia gammaspektruma a besugárzás befejezése után két különböző időpontban. /Az ábra csak szemléltetés céljait szolgálja, ezért nem rajzoltuk be a többi mérés eredményét./ Az ábrába berajzoltuk még a kalibráláshoz használt Cs és Cs vonalait is. A fóliák aktivitását 30 órán keresztül, válogatva mértük. A Np csúcs alatti terület kiszámításához a levonásra kerülő hátteret ugy határoztuk meg, hogy egy uránnal közvetlenül érintkező, hasadási termékeket gyűjtő fó- 239 liának is mértük a gammaspektrumát. /Erre a gyűjtő fóliára Np aktivitás nem került./ Feltéve, hogy a gyűjtő fólia aktivitásának az energia szerinti eloszlása ugyanaz, mint a szegenyitett urán fóliáké Np nélkül, a háttér- 239 csatornák normálása után a Np csúcs alatti háttér meghatározható.

49 жопа кожёрmagasság fűtőelem Al-cst Cd ^dúsított U Al-gyüjtofélia ^ szeqémjitatt U fólia polietilén cso AI-burkolat 20. ábra

50 j о N to v -> Ki \ II (S C5l *» «o ".Г> 4 M c5 i.^ -o / "I "ci f-> -V / * i Г: '»I I, '4 V - t л - **..,/' #...- 4> uiozssainbq

51 A csupasz és a kadmium borítású fóliák aktivitáshányada: A cs' A Cd = 1 ' 3 5 ± ' 0 7 " amiből p 2 8 = 2,85 + 0,58 28 Л GRACE számításból P = 1,9287 adódik, és ez nem tekinthető jó egyezésnek. A GRACE számitás több izben adott mérésekkel jól egyező 5 és p spektrumparamétereket, ezért fel kell tételeznünk, hogy a nehezen kivitelezhető mérés hibája okozza az eltérést. p 28 ismeretében a rezonancia-kikerülési valószinüség további mért, illetve számított mennyiségek felhasználásával határozható meg. Л rezonancia-kikerülési valószinüség meghatározásához szükséges egyéb felhasznált paraméterek /a forrás megjelölésével/ f = 0,8064 /mérés/ В «0,1087 cm" 1 /GRACE/ * it * 0,0559 cm x /THERMOS/ E = 0, cm" 1 /THERMOS/ cl R «0,03569 A 6 ev - 0,18 ev közötti tartományban a Fermi kor [*&] T s 1,5 cm L x = 0,982 A termikus tartományban a diffúziós hossz négyzetet a THERMOS szolgáltatja о L 2 * 2,85 cm 2 L 2-0,967 p 0,928 Meg kell azonban jegyezni, hogy p értékét nem szokás mérések és számitások összevetésével felhasználni. Részben azért, mert közvetlenül nem mérhető, származtatása során számított mennyiségekre le szilkség van, másrészt azért, mert a mérés céljára használt definieója nem egyezik meg pontosan a szokásos elméleti definicóvál, amely viszont esetünkben a GRACE számítás alapja. Ez az utóbbi a magyarázata annak, hogy a mérés képletében a mért p helyett a számított értéket használva p értéke tovább távolodik a számítottól.

52 TTTirag ЯД. i - ii 1.ГГ IÜ'I ' i i «i ш - шл> IV. REAKTORFIZIKAI SZÁMÍTÁSOK A ZR-5 rendszer reaktorfizikai számításait a KFKI reaktorfizikai számítási modelljével végeztük. A következő pontban röviden vázoljuk a modell lényegét, itt a számítási feladat főbb problémáira mutatunk rá. A ZR-5 rendszer viszonylag bonyolult felépitésü: - a fűtőelemek nem egyenletes rácsban helyezkednek el, han u 16- osával kazettákban, - a kazettákon belül a rács a szabályozó és BV rudak csatornái miatt több helyen torzított, - a zónán belül több /vizes és levegős/ besugárzó csatom?, foqlal helyet, - sokféle anyag szerepel a rendszerben /hl, viz és grafit; reflek- '.r, levegő/, - bonyolult a zóna alakja, nincsen szimmetriája. Mindezek figyelembevételével a számitás menete vázlatosan a következő: - először csoportállandókat határozunk meg a különböző anyagokra /figyelembe vesszük, hogy а rács kazettákból áll/; - a zónán belül regulárisnak tekintjük a további számításokban, a rácstorzitás hatását külön számításból vett korrekciós görbe segítségével szuperponáljuk; - hengeres geometriában az axiális fluxuseloszlást számítjuk, 2 ill. B -eket számítunk az axiális kifolyás figyelembevételére; - végül az egyes zónák pontos geometriai reprezentálása ХУ geometriában történik. 4.1 Reaktorfizikai számítási modell A reaktorfizikai számítási modell segítségével végzett számitások-