Проверка средних сечений деления и захвата № Р-237 и АМ-241 на критических сборках для задач трансмутации

• Автор: Михайлова, Ирина Владимировна
• Шифр специальности: 01.04.01
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 1999
• Место защиты: Обнинск
• Количество страниц: 159 с.

Глава 1. Определение отношений средних сечений деления младших актинидов с использованием абсолютных камер деления
1.1. Определение количества ядер в камере
1.2. Определение абсолютной эффективности регистрации делений в камере
1.2.1. Описание конструкции ионизационных камер деления
1.2.2. Расчетная модель
1.2.3. Проверка методики
1.3. Краткие выводы
Глава 2. Измерения ЦКР образцов
2.1. Процедура измерений
2.2. Обработка результатов измерений
2.3. Учет искажений спектра нейтронов в образце
2.3.1. Приближение Вигнера
2.3.2. Приближение Белла
2.4. Расчеты в гетерогенной среде
2.5. Расчет билинейных поправок
2.6. Краткие выводы
Глава 3. Эксперименты на серии критсборок БФС и БСА (Япония) и их оценка
3.1. Измерения на серии критсборок БФС-67
3.1.1. Описание критсборок БФС-67
3.1.2. Оценка экспериментальных результатов на серии сборок БФС-67
3.2. Измерения на серии критсборок БФС-69
3.2.1. Описание критсборок БФС-69
3.2.2. Оценка экспериментальных результатов на серии сборок БФС-69
3.3. Измерения на серии критсборок БФС-71
3.3.1. Описание серии критсборок БФС-71
3.3.2. Оценка экспериментальных результатов на серии сборок БФС-71
3.4. Измерения на серии критсборок БСА
3.4.1. Описание серии критсборок РСА
3.4.2. Оценка экспериментальных результатов на серии сборок РСА
3.5. Краткие выводы
Глава 4. Получение информации об отношениях сечений захвата к сечению деления для Ир237 и Ат-241 реактивностным методом
4.1. Процедура проверки
4.2. Прямые измерения захвата Ир-237
4.3. Анализ результатов измерений
4.4. Краткие выводы
Заключение
Список литературы
Приложение

В настоящее время считается общепризнанным, что одной из наиболее серьезных проблем, при широкомасштабном использовании ядерной энергетики, является проблема безопасности радиоактивных отходов.
К 2010 г. в мире ядерные реакторы на урановом топливе суммарной электрической мощностью около 400 ГВт наработают более 300 тыс. т отработавшего топлива. В случае отсутствия рециклирования оно будет содержать около 3 тыс. т. плутония, примерно 140 т Ир-237 и около 120 т Ат-241,243 (количество Ир-237 со временем увеличится до 500 т из-за распада Ри-241 и Ат-241) [1].
Существующие стратегии переработки топливных отходов включают процессы их отверждения с последующим остекловыванием или переводы в керамическую форму и захоронение контейнеров с отходами в тех геологических формациях, которые оцениваются как надежные для обеспечения изоляции отходов от биосферы в течение примерно 100000 лет, пока их активность не снизится до безопасного уровня.
При изучении различий в сроках снижения активности радиоактивных отходов до безопасного уровня можно разделить их на две наиболее широкие группы: радиоактивную золу и актинидные отходы (актиниды с большой атомной массой). В связи с рассмотрением концепции удаления радиоактивных отходов в устойчивые геологические формации необходимо давать прогнозные оценки на достаточно длительный период, в течение которого происходит снижение активности радиоактивных отходов до безопасного уровня.

Измерение коэффициентов реактивности кислорода осуществлялось с помощью образцов А12Оз и А1.
Вначале для экспериментов использовался раздробленный порошок А120з. Известно, что расхождение реактивности кислорода с расчетом должно быть близко к расхождению с расчетом реактивности графита, поскольку они имеют близкие по величине сечения рассеяния, которые дают основной вклад в их реактивности. Однако, экспериментальные значения реактивности кислорода к реактивности Ц-235, полученные с помощью такого образца, сильно отличались от отношения реактивностей графита к 11-235 и от соответствующих расчетных значений, причем было замечено, что чем больше по абсолютной величине экспериментальное значение реактивности водорода, тем больше и экспериментальное значение реактивности кислорода и знак разницы эксперимента и расчета реактивности кислорода совпадает со знаком реактивности водорода. Так в сборке БФС-67-1 отношение реактивностей графита к И-235 р12/р5=-0.0043 ± 0.0003, а реактивностей кислорода к И-235 р16/р5=-0.0011 ±
0.0006, в то время как расчетные отношения реактивностей у них совпадают (или очень близки для других сборок). Значение отношения реактивности водорода к И-235 в этой сборке положительно и равно р1/р5=+0.0470 ± 0.002. В сборке БФС-67-2 отношение реактивностей кислорода к И-235 р1б/р5=-0.0214 ± 0.0007, что почти в два раза меньше расчетного значения и отношения реактивности водорода к И-235 для этой сборки отрицательно р1/р5=-0.117+0.004. Аналогично и для сборки БФС-69-1. Экспериментальное отношение реактивностей кислорода к И-235 в этой сборке почти в три раза больше расчетного и имеет тот же знак, что и отношение реактивностей водорода к И-235 (см. Таблицу 2.2.2.).