Published February 1964 | Version v1
Book

The Relation between Experiment and Theory in Reactor Physics

  • 1. Atomic Energy Establishment, Winfrith (United Kingdom)

Description

The end-product of theoretical and experimental reactor physics work is a detailed knowledge of the neutron physics behaviour of a power reactor, including the reactivity, power distribution and control characteristics. The problem may be divided into two parts. First, the properties of simple geometric configurations of homogeneous or uniform lattice structure and secondly the effects of departures from the idealized system, including the effects of control rods and other absorbers. Alternative approaches to the first problem are possible. For instance, an approximate physical model can be used and experiments carried out covering a range of all the variables. The experiments are then correlated using the simple model and adjusting the nuclear data to give agreement. This approach has been used successfully for natural uranium- fuelled graphite- moderated reactors but is difficult to apply to enriched thermal reactors particularly if more than one fissile material is to be considered. Similarly, for fast reactors good agreement, at least for the smaller systems with relatively hard spectra, can be obtained by ''one group'' calculations in which all neutrons are assumed to have an energy which is associated with a single effective cross-section. The other extreme is to use basic nuclear data and the best physical model which can be conceived with present-day knowledge. Such an approach is made possible by the increased capacity of digital computing machines and by our improved knowledge of nuclear data. The calculations are required to predict the precise physical quantities measured in the experiments. This approach has been used in the liquid moderated reactor field where the experiments are compared with the most elaborate theory and with a theoretical model sufficiently detailed to account for the physical processes involved using basic data, yet adequately rapid in application to be a useful method for design survey purposes. Similar approaches are possible for lattice irregularities. The relative merits of making measurements in subcritical and critical systems are discussed indicating those experiments for which a critical reactor is required. The discussion embraces graphite, heavy-water and light-water thermal reactors, and fast reactors. (author)

Abstract (French)

En physique des reacteurs, le resultat des travaux theoriques et experimentaux est la connaissance detaillee du comportement des reacteurs de puissance au point de vue de la physique des neutrons, notamment des donnees suivantes: reactivite, repartition energetique et caracteristiques de controle. On peut diviser le probleme en deux points: le premier concernant les proprietes des geometries simples d'un reseau homogene ou uniforme et le deuxième les effets observés lorsqu'on s'écarte du modèle, y compris ceux des barres de commande et autres absorbants. Il y a deux manières possibles d'aborder le premier point du problème. On peut, par exemple, utiliser un modèle physique approximatif et procéder a des expériences portant sur une gamme de chacune des variables. On établit ensuite une corrélation entre ces expériences en utilisant le modèle simple et en ajustant les données nucléaires pour obtenir la concordance. Cette méthode a été utilisée avec succès pour les réacteurs à l'uranium naturel et au graphite, mais elle est difficile à appliquer aux réacteurs thermiques à combustible enrichi, surtout s'il faut tenir compte de plusieurs produits fissiles. On peut, de même, obtenir une bonne concordance pour les réacteurs a neutrons rapides, du moins pour les plus petits d'entre eux ayant des spectres relativement durs, en procédant à des calculs « à un groupe » , dans lesquels on suppose que tous les neutrons ont une énergie qui est associée à une seule section efficace réelle. La méthode extrême consiste à utiliser les constantes nucléaires fondamentales et le meilleur modèle physique que l'on puisse imaginer en l'état actuel des connaissances. L'augmentation de la capacité des calculatrices numériques et l'amélioration de notre connaissance des constantes nucléaires ont rendu possible l'utilisation de cette méthode. Les calculs sont indispensables pour prévoir avec précision les quantités physiques à mesurer au cours des expériences. Cette méthode a été utilisée pour les réacteurs à ralentisseur liquide; dans ce domaine, on compare les résultats expérimentaux aux données théoriques les plus élaborées et à un modèle théorique qui est assez détaillé pour rendre compte des processus physiques et peut néanmoins s'appliquer assez rapidement pour permettre d'utiliser la méthode aux fins des études. On peut avoir recours à des méthodes analogues pour étudier les irrégularités du réseau. Le mémoire précise les avantages respectifs de l'emploi de systèmes sous- critiques et de systèmes critiques pour faire les mesures et indique les expériences pour lesquelles il est nécessaire de disposer d'un réacteur critique. L'exposé concerne les réacteurs à neutrons thermiques, ralentis au graphite, à l'eau lourde et à l'eau légère, ainsi que les réacteurs à neutrons rapides. (author)

Abstract (Spanish)

La finalidad de los estudios teóricos y expérimentales en materia de física de los reactores consiste en obtener conocimientos detallados sobre el comportamiento de los reactores de potencia desde el punto de vista de la fisica neutrónica y en especial sobre la reactividad, la distribucion energética y las caracterlsticas de control. El problema puede descomponerse en dos partes: primero, las propiedades dé las configuraciones geométricas simples en reticulados homogéneos o uniformes y, segundo, los efectos que se observan al alejarse del modelo, incluyendo los efectos de las barras de control y otros absorbehtes. Existen diversas formas de abordar el estudio de la primera parte. Por ejemplo, se puede recurrir a un modelo físico aproximado y realizar experimentos que abàrquen una gama de cada una de las variables. Luego se correlacionan los resultados de los experimentos utilizando el modelo simple y ajustando los datos nucleares hasta lograr la concordancia requerida. Este procedimiento se ha aplicado con éxito para los reactores de uranio natural moderados con grafito, pero es diffeil extenderlo a los reactores de neutrones térmicos, de combustible enriquecido, especialmente cuando es preciso tener en cuenta más de una sustancia fisionable. Análogamente, en el caso de los reactores de neutrones rápidos, se puede logtar una concordancia satisfactory, por lo menos en los sistemas pequefios, de espectro relativamente duro, recurriendo a los cálculos de « un solo grupo » que se basan en la suposicién de que todos los neutrones poseen la energía asociada a una sola seccidn eficaz real. El otto extremo consiste en utilizar los datos nucleates fundamentales y el modelo ffcico óptimo concebible en el estado actual de los conocimientos. El aumento de la capacidad de las calculadoras numêricas y el mejor conocimiento de las constantes nucleares ban hecho posible el empleo de ese método. Los cálculos son indispensables para predecir con precisión las magnitudes físicas que se han de determinar experimentalmente. Este procedimiento se ha empleado en el estudio de los reactores moderados con líquidos, comparándose los resultados experimentales con los cálculos teóricos más refinados y con un modelo tedrico que es bastante detallado como para explicar los procesos físicos pertinentes a partir de los datos básicos y puede sin embargo aplicarse con rapidez suficiente para permitir el empleo del método a los fines del proyecto. La segunda parte, referente a las irregularidades del reticulado, puede abordarse de manera similar. Los autores comparan los méritos de los conjuntos críticos y subcríticos en lo que se refiere a la realización de mediciones, indicando cuáles son los experimentos que requieren un reactor crítico. Su exposicidn abarca los reactores de neutrones térmicos, moderados por grafito, agua pesada y agua ligera, así como los reactores de neutrones rápidos. (author)

Abstract (Russian)

Konechnym rezul'tatom teoreticheskih i jeksperimental'nyh rabot v oblasti fiziki reaktorov javljaetsja poluchenie podrobnyh znanij v oblasti harakteristik jenergeticheskogo reaktora s tochki zre nija nejtronnoj fiziki, v tom chisle reaktivnosti, raspredelenija moshhnosti i dannyh ob upravlenii. Problema mozhet byt' razdelena na dve chasti. Vo-pervyh, svojstva prostyh geo- metricheskih konfiguracij gomogennyh ili odnorodnyh struktur reshetki i, vovtoryh, vlijanie otstuplenij ot idealizirovannoj sistemy, v tom chisle dejstvie upravljajushhih sterzhnej i drugih poglotitelej. Vozmozhny razlichnye metody reshenija pervoj problemy. Naprimer, mozhno ispol'zovat' priblizhennuju fizicheskuju model' i provodit' opyty s ohvatom diapazona vseh pere- mennyh. Jeksperimenty zatem korrelirujutsja s pomoshh'ju prostoj modeli, i tem samym utoch- njajutsja jadernye dannye s cel'ju dostizhenija sootvetstvija. Jetot metod uspeshno primenjaetsja v otnoshenii reaktorov na teplovyh nejtronah, rabotajushhih na obogashhennom toplive, osobenno, esli predstoit izuchit' neskol'ko vidov rasshhepljajushhihsja materialov. V otnoshenii reaktorov na bystryh nejtronah tochno takzhe mozhet byt' dostignuto horoshee soglasie po krajnej mere dlja men'shih sistem so sravnitel'no zhestkim spektromv rezul'tate ''odnogruppovyh'' raschetov, pri kotoryh predpolagaetsja, chto vse nejtrony obladajut jenergiej, kotoraja otnositsja k otdel'nomu jeffektivnomu poperechnomu secheniju. Drugaja cel' sostoit v ispol'zovanii osnovnyh jadernyh dannyh i nailuchshej fizicheskoj modeli, kotoraja mozhet byt' pridumana pri sovremennyh znanijah. Takoj metod stanovitsja vozmozhnym pri uvelichenii moshhnosti cifrovyh schetno-reshajushhih ustrojstv i pri sovershenstvovanii nashih znanij o jadernyh dannyh. Dlja predvaritel'nogo tochnogo vychislenija fizicheskih kolichestv, izmerjaemyh pri jeksperimentah, neobhodimy raschety. Jetot metod prime- njaetsja v oblasti reaktorov s zhidkim zamedlitelem, kogda dannye jeksperimentov sravnivajut- sja s naibolee horosho razrabotannoj teoriej i teoreticheskoj model'ju, dostatochno podrob- noj dlja rascheta sootvetstvujushhih fizicheskih processov s ispol'zovaniem osnovnyh dannyh,no tem ne menee dostatochno operativnoj pri ispol'zovanii, chtoby predstavljat' poleznyj metod dlja issledovatel'skih celej v oblasti proektirovanija. Analogichnye metody vozmozhny dlja izuchenija neravnomernostej reshetok. Obsuzhdaetsja vopros o sravnitel'nyh metodah provedenija izmerenij na podkriticheskih i kriticheskih sistemah s ukazaniem teh jeksperimentov, dlja osushhestvlenija kotoryh neobhodim kriticheskij reaktor. Obsuzhdajutsja grafitovye, tjazhelovodnye reaktory i reaktory s vodnym zamedli- telem na teplovyh nejtronah i bystrye reaktory . (author)
Part of:
Exponential and Critical Experiments Vol. I. Proceedings of the Symposium on Exponential and Critical Experiments

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Original title (English)
Rapports entre la Théorie et l'Expérience en Physique des Réacteurs; Svyaz' mezhdu ehksperimentom i teoriej v fizike reaktorov; Relación entre la Experimentación y la Teorfa en la Física de los Reactores

Publishing Information

Publisher
IAEA
Imprint Place
Vienna (International Atomic Energy Agency (IAEA))
Imprint Title
Exponential and Critical Experiments Vol. I. Proceedings of the Symposium on Exponential and Critical Experiments
Imprint Pagination
494 p.
Series
Proceedings Series
Journal Page Range
p. 29-46
ISSN
0074-1884

Conference

Title
Symposium on Exponential and Critical Experiments
Dates
2-6 Sep 1963
Place
Amsterdam (Netherlands)

Optional Information

Notes
33 refs., 4 tabs. Imprint:In three volumes
Secondary number(s)
IAEA-SM--42/71