AVALIAÇÃO DOS PRODUTOS DE IRRADIAÇÃO NOS COMBUSTÍVEIS TIPO M.T.R. DO REATOR IEA-R1
Harko Tamura Maisuda, José Adroaldo de Araujo e Bertha Floh
PUBLICAÇÃO IEA 466
CEQ-AUT071 FEVEREIRO/1977
PUBL. IEA 466 FEVEREIRO/1977 CEQ-AUT-071
AVALIAÇÃO DOS PRODUTOS DE IRRADIAÇÃO NOS COMBUSTÍVEIS TIPO M.T.R. DO REATOR IEA-R1
Harko Tamura Matsuda, José Adroaldo de Araújo e Bertha Floh
CENTRO DE ENGENHARIA QUÍMICA (CEQ)
Área de Urânio e Tório (AUT
INSTITUTO DE ENERGIA ATÔMICA SAO PAULO-BRASIL
APROVADA PARA PUBLICAÇÃO EM AGÕSTO/1976
CONSELHO DELIBERATIVO KNtus Reiiwch Presidents Roberto CVUtra V w V'<:n PiRsic Hctcio Modesto <!>> Custa Ivano Humbert Murchesi Admar Cfivpllini
fletjma Eliuí-ete Arevedo Bprettn HAvin Gorí
SUPERINTENDENTE Ròmulo Riteiro Pierom
INSTITUTO DE ENERGIA ATÔMICA C»ix« Po«t«l 11.049 (Ptnhtirotl Cid»d» Univartitlria "Armmdo d* S»M#i Oliviifi"
SAO PAULO - BRASIL
Eite 'rahalho foi cnnfvniJo pelo autor depou d« compotlo t t u * rtdsçío w U conlorn-.f o original. Mmqualquar torrüçdo ou mudança.
AVALIAÇÃO DOS PRODUTOS DE IRRADIAÇÃO NOS COMBUSTÍVEIS TIPO M.T.R. DO REATOR «EA-R1
Harko Tamura MatsudV, J. Adroaldo de Araújo2 e Bertha Floh3
RESUMO
Apresen'a st n*t*e "aba'ho urn es'udc das at vdades e das quan: dades dos p oduros de f ' « o bem como das quantidades de piufonco -239 e neptun o-^37 de a guns do» tememos combus- ve ? "po MTP , do -ea-o IEA fl>
Na elaboração do esquema d* tratamento do combus: ve1 Da-a a ie&upe ação dos e'ennerros fe-'e s e f'ssen e impotame o conhecimento do estado de ,rrad>ação, pois. de acordo com este dado. ha urna va» ação da concentração de fe-tms t ss.e>s e produto* de fis?ão
Devido ao -egime de trabalho do reator i & A R l os e'emeruos corobusxve-s expe' rr>enta'am dfeemes condições de r-adiação lazãü pela qual os caicu'Oi apesentados neste fabsiho >ão «••• irsfvos, cons derando se um valor rned o pa-a a taxa de que-ma e um tempo de rradtação cont'nua a um ' uxo ' « ' I P T O rr.éd-o de 10 ' n.cm ,s
1 - INTRODUÇÃO
Pa»a a elaboração dos tluxogramas de tratamento de combus*I've^s "ad'ados, no futuro laboratório de estudos em repiocessamento, da Coordenadora de Engenhada Química do InsMuto de Energ'a Atômica, É necessário que se conheça aproximadamente o p erf i de ir^ad'acao dos combust'Ve'S do reator IEA-R1. Este conhecimento é necessário, po's, quando do func onamento ' a quente' desta instalação, consta como plano o reprocessamenio de alguns dos elementos combust1 «eis do IEA R1
Dado o caracter 'ntermitente de funcionamento do 'eator IEA R I , nem todos os elementos combustwe's apresentam a mesma taxa de queima Para efei'o de cáicuio a taxa de que'ma considerada foi a média ai'tmetica de 32 e'ementos combustíveis, conforme os dados da Tabela l
Como decorrência desta heterogeneidade de irradiação, os tempos de rest^amerto vararam de um a cinco anos Considerou-se, para os cálculos, o primeiro tempo, por trata-se de um pe-'odo mínimo razoave1 para o decaimento dos produtos de fissão de meia vida curta, por exemplo'7'6 8 5 1: '«4 Xe (Ty2 - 16s), Vo'>Nd<T'/4 = 1 1 d> . " ^ ( 1 , ^ = 6611), * s B r ( T iA. =55,6s), ^ " B a (T,/a = 12,8d),
";,1 (Ty2-8,Cãd). Os demais valores de tempo de resfriamento são reais e correspondem ao tempo decorrido após a saída dos combustíveis do reator.
Calcularam-se também as atividades e as quantidades de produtos de 'issão, de neptúmo e de plutómo, em função da taxa de queima média 9 dos tempos de resfriamento
" M S Responsave pelo Setor de Análises Químicas e Inst-umemais, do P-oje-o de Peprocessamento Cent-o de Engenha' a Qu mica; Imtituto de Ene g'a Atômica, Sáo Paulo SP
2) M S Chefe do P-ojeto de Reproces»amento Cíntro de Engenha a Q n n ; >r>«t.iuto de Ene<g'a Atômica. São faulo, SP
31 M S Responsável peio Setor de Tecnologia e Qu mica de Processos no proie«p de Repírt Bssamento; Centro de Engenhada Qu'mica; instituto de Ene'ga Atómita, São Paulo, SP
Tabela I
Dados Relativos aos Elementos Combustíveis do IE A R I (')
1 N? EC.
41 42 4 4
45 46 47 48 49 SO 51 52 53 54 55 56 57 58 59 60 61 62 63 64 65 66 67 68 69 70 71 72 73
U total inicial
Ig) 80861 808.61 80861 807 85 807 85 807.85 807 86 80047 8OO.<:7 800.47 800.47 800.47 800.47 801.53 801.53 801.53 801.53 801.53 807 36 807 36 8 0 7 3 6 8 0 7 3 6 807 36 805 22 807 78 807 78 807.78 809 00 803 24 803 24 80324 803.24
235U inicial (9) 160.20 160.20 160.20 160.04 160 04 160.04 160.04 158.66 158.66 158.66 158.66 158.66 158 66 158.87 158.87 158.87 158 87 15837 1S0.14 16014 160.14 160.14 160.14 159 59 160.28 160 28 160.28 160.51 159 39 159 39 159 39 159 39
Data de en trada no
Reator 1303.68 13.03.69 13.03.69 31.01.72 13.09.59 13.03.59 13.03.59 13.03.59 '3.03.59 13 03 59 13 03.59 13.03.59 13.03.59 13.03 59 13.03.59 13 03.59 31.01.72 31.07.61 13 03 59 13 03.59 13 03.59 13.03.59 10.06.60 10.09.59 19.07.66 190766 2208 59 30.06 64 30.06 64 30 06 64 30 06 64 19.0766 20.05 '58 1907 66
Oata de en trada no
Reator 02 06.66 18 12.67 2305.67
31.01.72 16.08.71
30.0666
0707 60
14 12 67 30.06 65 31.01 72
30.06.65
Data de saí- da do Reator
29.06.65 28 06.65 08.07.66 02.06.75 04.10.68 08.07.66 04.10.68 10.11.69 10.11.69 10.11.69 30.06.64 04.10.68 08.07 66 04.10 68 10.09.69 02.06 75 29.04 66 16.05 68 04.10 68 08.0766 10.11 69 30 0664 04 10.68 31.01.72 31.01.72 30.06 64 07 0671 03.11.70 03.11.70 03.11.70 30.06.72 1507 74 31 01 72
Data de saí- da do Reator
13.12.69 10 04 72 04.10.68 31.01.72 22.10.73 03.12.73
04.07.69
03.10.68
03.11.70 10.11.69 1507.74
03.11.70
235ij final
136.87 121,06 117,24 122.20 119,23 140.41, 120,15 127.88 127,57 127,20 129,21 132.22 137,23 131.42 111.94 144,32 135,53 132,09 125,24 129,11 130,14 123.48 119,38 126,61 130,62 126,15 125,90 126,78 122,63 122.74 118,72 119,09
% Q
15 24 27 24 25 12 25 19 20 20 19 17 14 17 30 9 15 17 22 19 19 23 25 21 19 21 21 21 23 1Z 26 25
<P
1 0 '1 0,5 0,6 0,7 0,5 0.7 0,5 0,6 0,5 0,5 0,5 0,9 , 0,5 0,5 0.5 0.7
1 0,5 0,4 0,5 0,6 0,5 0.6 0,5 1,3 1.0 0,5 0.8 0,9 0,9 1,0 1.0 1,1 1,2 ^
•O
(* ) Oadw fornecida pala COMR/IEA
2 - DESCRIÇÃO DO COMBUSTÍVEL DO IE A R I
O Reator IE A R I pertence à Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) e encontra-se sob a guarda do IEA. sendo do tipo piscina aberta, operando com combustível tipo M T.R., constituído de liga U-AI, em placas planas e curvas, paralelas, Na tabela II pode-se ver as principais características do IEA-R1.
Localização Tipo
Data da Primeira Experiência Potência Máxima
Potência de Regime
Densidade Média de Potência Potência Especifica Média Ciclo de Funcionamento Finalidades
Tabela II
Características do Reator IEA-R1
: São Paulo, SP, Brasil Crítica
Piscina Aberta Setembro, 1957 5MW
2MW 18,8 KW/I
0.4 MW/Kg de 2 3 ÍU 5 dias/semana
: Produçio de isótopos. análise por ativação.
experiências de feixes, teste de analises.
treinamento de pessoa*
OBS: Dados fornecidos pela Coordenadoria de Operação e Manutençio de Reatores (COMR) do IEA.
Os elementos combustíveis estudados são constituídos por uma placa curva de liga U-AI em forma de sanduíche, com aproximadamente 45% de urânio em peso Na Tabela Ml pode-se ver as principais características destes elementos.
3 - DADOS DE IRRADIAÇÃO
£ difícil de conhecer-se os dados de irradiação do reator, pois, seu ritmo de operação é intermitente, sendo da ordem de 36MWh/semana numa poténca de 2 MW Somente com o histórico da irradiação de cada elemento é que se obteriam os valores verdadeiros para o tempo de irradiação.
Entretanto, usa-se normalmente um tempo de irradiação médio, pois, o erro introduzido 4 insignificante em comparação à amplitude dos demais cálculos
Tabela III
Características do Elemento Combustível Padrão
N? de identificação Tipo
Geometria das placas N? de placas Enriquecimento Material Encemisamento Dimensão global
"Meat dimensions"
IEA-41, 42, 44, 45, 46, 47, IEA-73 MTR
curva 19
20% em 2 3 6U
liga U-AI, 45% de urânio em massa Alumínio 1100 F, espessura média 0,015"
0 056" x 2 9 0 2 " x 24 6/8"
0.025" x 2.500" x 23 3/8"
OBS: Dados fornecidos pela Coordenadoria de Operação e Manutenção do Reator (COMR) do IEA.
Sempre que possível procurou-te selecionar os dados mais representativos do conjunto, de acordo com as condições Indicadas na Tabela IV
Tabela IV
Condições Utilizadas nos Cálculos
Número de elementos considerados 32 Taxa de queima média 20%
Tempo de resfriamento 1 a 5 anos Fluxo neutrônico térmico médio 1 0 '3 n . cm"1 . s"1
Massa inicial de 235U/elemento 159.57 g
Massa inicial de 235U/ptoca 8,40 g
Massa final de 2 3 5U/placa 6,67 g
Massa de urânio total/elemento 804,84 g Massa de urânio total/placa 42,36 g Número de átomos iniciais de 2 3 5U/placa ÍU°1S) 2,15 x 1 02 2
Número de átomos iniciais de 2 3 8U/placa ( N ,8) 8,60 x 102 2
Parâmetros do núcleo do reator * :
Fator de fissão rápida aprox. 1 Probabilidade de escape à ressonância
Fator de escape rápido
UA. I
.0,95 | .0,70
* Dados fornecidos pela COMR do IEA.
Um outro dado necessário aos cálculos é o tempo de irradiação;. Este valor será deduzido supondo-se que a fissão do urânio se realizou em irradiação contínua a um fluxo neutrônico térmico m é d i o * igual a 1 01 3 n . c m '2 . s"1. 0 valorr foi deduzido a partir da taxa de queima, segundo a equação (1):
N2 5 = N f5 • • 26 »>
onde:
a2 B = secçâo de choque do 2 3 6U = 678 x 10~2 4 cm2 (4) Logo.
T (2)
*T2 6 Resultando:
T = 3,36 . 1 07 s 4 - CALCULO DAS ATIVIDADES
Há dois métodos para se determinar a quantidade de produtos de fisslo em um combustível irradiado:
a) Experimental - baseado em separações químicas e medidas físicas de uma amostra de combustível irradiado.
b) Teórico - a partir de cálculos dos rendimentos de fissão de cada produto, meia vida e das relações genéticas das cadeias.
O método utilizado neste trabalho é teórico e baseia-se em gráficos e tabelas elaboradas por Blomeke&Todd11-2', em funçáo de três variáveis: fluxo neutrõnico térmico médio, tempo de irradiação e tempo de resfriamento.
4.1 - Atividade Total e Calor Gerado
Calculou-se a atividade total por placa, segundo a expressão:
A =
N *6. 3 , 7 x 1 0 '
Ci Í3)
em função do tempo de resfriamento, tempo de irradiação, taxa de queima e fluxo neutrõnico térmico meio. Obteve-se o valor da atividade total em Ci/átomo inicial de 2 3 5U e o calor gerado, segundo as tabelas e gráficos de Blomeke & Todd<1 -2K
Na Tabela V encontram-se os valores obtidos para os diferentes tempos de resfriamento considerados.
Tabela V
Valores de Atividade Total e Calor Gerado
Tempo de ano
1 2 3 4 5
Resfriamento s 3 x 1 07
6 x 1 0 ' 9 x 1 07
1,2x10*
1,5x10*
Atividade total (A) (Ci/placa)
172,0 73,1 47,3 34,4 27,0
Calor Gerado (Watts/placa)
0,54 0,22 0,12 0,08 0,06
4.2 - Atividade Gama por Qrupos de Energia
Na Tabela VI tem-se a atividade gama total dot. produtos de fissão distribuídos, segundo a energia, em quatro grupos.
4.3 - Atividade dos Produtos de Fissão Individuais
Considerou-se aqui o grupo de produtos de fissão de meia-vida longa e que são de importância no tratamento químico. Na Tabela V I I estio relacionados os valores encontrados. No anexo I estão relacionados os dados obtidos por intermédio do trabalho de Blomeke & Todd'1'2 1.
Tabela VI
Atividade Gama por Grupos de Energia {Ci/placa}
Grupo
<N°) 1 II III IV TOTAL
Energias (MeV)
0 - 0,25 0,25-1,0 1,0 -1,7
>1,7 -
3 x 1 07
22,1 47,6 0,52 0,28 70,5
Tempo 6 x 1 07
8,7 15,1 0,28 0,14 24,22
de resfriamento (s) 9 x 1 07
4,6 5,8 0,21 0,09 10,70
1,2x10' 2,7 4,1 0,16 0.06 7,02
1,5 x IO8
1,7 3,5 0,07 0,04 5,31
Tabela VII
Atividade dos Produtos de Fissão do Combustível do IEA-R1 (Para Diversos Tempos de Resfriamento (s))
NuclíHeo
Iv Wl/IIUW'
85|Kr Sr 90Sr
9 0Y 9 1Y 9 SZ r 9 5Nb 1 0 3R u
1 0 3 mR h
1 0 6R u 1 0 6Rh 125S b
125mxe 1 2 7 mT e 12'Te 129mre
i37 d
137mga 1 4 1C e
1 4 4C e 144pr 147Pm
1 8 1 Sm 155E u
3 x beta
0,72 2,07 5,29 4,86 3,24 4,51 10,22 0,27
- 3,2 3,19 0,13
- - 0,13
- 5,07
- 0,11 51,34 47,79 18,40 0,03 0,06
107s gama
_ - - 0,01 0,01 4,42 10,22 0,25 0,26
— 1,27 0,13 0,22 0,13 _ 0,01
_ 4,88 0,07 25,67 3,34
- 0,03 0,30
6 x beta
0,72 0,03 5,29 4,86 0,05 0,09 0,24 _ _ 1,66 1,66 0,11
— _ 0,01
- 5,07
—
— 23,27 21,46 18,40 0,03 0,04
IO7 s gama
—
— 0,01
— 0,09 0,24 _
— 0,66 0,11 0,22 0,01
-
— 4,88
— 11,58
1,50
— 0,03 0,20
Atividade (Ci/placa) 9 x 107 s beta
0,72 - 5,29 4,86
—
— _
_
— 0,86 0,86 0,08
- _ - 5,07
- - 10,27
9,55 18,40 0,03 0,03
gama _
—
— 0,01
-
—
— _
— - 0,34 0,08 0,22 _ -
4,88
— 5,13 0,67
— 0,03 0,15
1,2 x beta 0,72 - 5,29 4,86 -
— _ _ _ 0,45 0,45 0,07
— _ - 5,07
—
— 4,51 4,19 7,36 0,03 0,02
10' s gama
_
— - 0,01
-
— _
—
—
— 0,18 0,07 0,01
— -
4,88
— 2,25 0,29
— 0,03 0,10
1,5 x beta 0,72 - 5,29 4,86 - -
— _
— 0,07 0,22 0,05 -
— _ - 5,07
-
— 2,00 1,85 4,97 0,03 0,01
108 s gama
— - - 0,01
- -
— _
— - 0,09 0,05 0,01
— _ - _ 4,88
— 1,00 0,13
— 0,03 0,05
OBS: O traço ngmfics um valor < 0,01 Ci/placa
5-CÁLCULO DA QUANTIDADE DOS PRODUTOS DE FISSÃO INDIVIDUAIS11-231
Na Tabela VIII pode-se encontrar as quantidades, em mg/placa, de cada um dos produtos de fissão.
Tabela VIII
Quantidade dos Produtos de Fissão do Combustível do IEA-R1 (Diversos Tempos de Resfriamento)
NUUIUcU
" K r
89Sr
90Sr
9 0Y 9 5Z r 95Nb 1 0 3R u
» 0 3 mR n
1 0 6R u
125S b
1 2 5 m je
137C s
137mB a 14«Ce
144pr 147Pm
•1 5 1Sm 1 6 6E u
3 x 1 07s 1.75 0.07 36,71 0,01 0,21 0,26 0,01
_ 0,94 0,13 0,01 0,01
51,44 - 16,15
_ 19,60
1,29 0,04
6 x 1 07
1,75
— 36,71
0,01 _ 0,01
— 0,49 0,10
— -
51,44 - 7,28 19,60 1,29 0,03
QUANTIDADE s 9 x I O7 s
1,75
— 36,71
0,01 _
—
0,25 0,08
— -
51.44 - 3,23 19,60 1,29 0,02
(mg/placa) 1,2 x ' 0 * s
1,75
— 36,71
0,01
—
— _ 0,13 0,06
—
51,44 - 1,42 7,84 1,29 0,01
1,5x10* s 1,75
- 36,71
0,01 - - - - 0,07 0,04
- -
51,44 - 0,63
— 5,29 1,29 0,01 OBS: O traço significa um valor < 0,01 mg/placa
6 - CÁLCULO ESTIMADO DO PLUTÕNIO PRODUZIDO
Neste cálculo considerou-se somente a produçlo de plutônio239, por ser praticamente desprezível a formação dos seus demais isótopo*.
A série seguinte mostra a formação do plutônío-239.
2,76 barn 23 rmn 2.3 d 2 3 9Pu
A velocidade de produção desta cadeia de reações14' pode «er laptaiantada pela sefum*
expressão'4»:
• + v7s N2 5 c2 5 U P, (1 - p) + Í |4 9 N4 f t a4 9 * e P, (1 - p) dt
- N4 9o4 9* (41
onde:
N2 8 °28 *= *o t o rÇ *) d t neutrons térmica» cm 2 3 5U .
^25 ^ S ^ S * *P1 <'~P> = »b»rclo em ressonância dos neutrons rápidos pro*rrirtos na fissaode 2 3 SU .
i?49 N4 9 ff49* e P, (1 - p) = idem na fissão de 2 3 9P u N4 9 o4 9 4> = absorçio de neutrons térmicos em 2 3 9P u
Resolvendo-se a expressão (4) obtém-se:
onde:
"25 ° °49 1 °
N4 9 = C, + C2 e - (C, + C2) e (5)
= 28 28
N4 9 - n? de átomos de 2 3 9P u formados
ff28 = secçfo eficaz de absorçio de 2 3 8U = 2,75 x 1 0l 4c m ' o2 6 = tecç3o eficaz de absorçSo de 2 3 SU = 678 x 1 0 "2 4 cm2
<74g = «ceio eficaz de absorçio de 2 3 9U = 1065 x 1 01 4 cm1
* *l
7 = 1 " U4 9. í . P , d - p ) (8)
Tj2 5 = neutrons de fissão do 2 3 SU = 2.044 t)49 = neutrons de f-ssâo do 2 3 9P u = 2,000
0 = fluxo neutronico térmico integral = <j>. T
<J> = 1 0 " n cnTJ s~' T = 3,36 x i O7 . s Parâmetros do núcleo do reator I E A - R 1 * .
e = fator de fissão rápida = 1
p = probabilidade de escape por ressonância = 0,955 P, = probabilidade de nâo escar i na região rápida = C.70 Substituindo-se os valores na equação (5), obtém-se:
4 g
ou
N4 g = 3,25 x 1 02 0 átomos de 2 3 9Pu/placa
128mgde2 3 9Pu/placa
7 - C A L C U L O ESTIMADO DO NEPTUNIO PRODUZIDO
Para este cálculo foram considerados duas cadeias de formação do neptúnio-237<4):
112 b u 24 b 6,75 d
6-IOmb
Considerando-se as duas séries acima, obtém-se a seguinte expressfo para o cálculo de a 7N p :
N3737 = N = N252 5 a ac(25lc(25l a a(26) ^71 T7a TQ \
l°c(37l
* Dados forntcidoi p«la COMR do IE A
10 Dados:
N °5 = 2 , 1 5 x 1 0 "
= 10I J n . c m '2
\ 7 = 1,19 x 1 0 '6. s1
°c(37» = x IO"2 4 cm2
t = 3 , 3 x 1 07. s N °8 = 8 , 6 x 1 02 1
Resolvendo» a equação (9), tem-se:
N3 7 = 7,6 x IO1 8 átomos de 237Np/placa ou
2,98 mg de 237Np/placa
CONCLUSÕES
Oi dados obtidos mostram que a atividade dos produtos de fissão, mesmo após um longo período (5 anos) de resfriamento, é suficientemente alta, devendo ser levada em consideração para o cálculo das blindagens, assim como no fluxograma químico de processo, igualmente, esta atividade leva a supor que em caso de tratamento usando-se a separaçio por extração com solventes orgânico», haverá problemas de degradação do solvente.
Por outro lado, também a quantidade de plutònio-239 é significante, devendo-se considerar os efeitos de criticalidade tanto na elaboração do fluxograma de processo quanto no projeto dos equipamentos.
A quantidade de neptúnio-237 indica, também que haverá problemas de descontam inação nas lintiM finais de purificação de urânio e de plutônio.
ABSTRACT
This rtport pertains to an animate of th* radioactivities and quantities of fiMion product*, plutoníum-239 and neptunium-237 from irradiated MTR fual elanwntt of the IEA-R1 reactor. Such data were required for the projected studies relating to the reprocewing of fuel element*. Since the IEA-R1 reactor operates discontinuouily, an average value for the irradiation time (thermal neutror, flux, 1 01' n . c m '2 . tec"1) and burn-up of the fuel material has bean utilized In the calculations.
NUCLI'OEO
«6Kr
8 9Sr
9 0Sr 90y 9 1Y 9 5Z r
9 6N b
9 9Mo 9 9 mJ c 1 0 3R u 103mR h
1 0 6R u
1 0 6R h
1 2 5Sb 125mT e
127mT e 1 2 7T e 129mT e
129T e
131,
1 3 3X e
1 3 7Cs 137mBa
140Ba
1 4 0La
141C«
1 4 4C
143Pr
" * n
147Pm
1 4 7N d
161Sm
1 6 5Eu
N 7,5 1,8!
4,4 2.1 2.5 2,9 1.6 1.2 1.1 8.5 7.5 9,5 1,6
s/N°25
xiO"3
>x10"J
x10-' xiO"4
x 1 0 '3
x 1 0 '3
x i O '3
x 1 0 '4
xiO"*
xlO"4
xiO"7
10"3
x i O '1 0
xlO"4
1,35x10'*
3,6 6,9 8,0 3,8
x10"s
xiO"7
xlO"5
xlO"7
1,66 xiO"4
2,5 3,9 7,0 5,8 7,5 1,4 1,3 8,0 5,2 1,7 2,1 2,4
xlO"4
x i O '1
xiO"' x i O '4
xlO"5
x10"3
xiO"2
x10"3
x l O - ' xiO"2
x10"4
xiO"4
1,18x10"'
Ansxo 1
Ns 1,61 x 1020
3 , 9 8 x 1 0 "
9,46x102' 4,51x10'*
5 , 3 7 x 1 0 "
6 . 2 3 x 1 0 "
3.44 x 1 0 ' ' 2,58 x 10'8
2,36 x 10'*
1 , 8 2 x 1 0 "
1,61x10'*
2 , 1 5 x 1 0 "
2,04 x 10'3
3,44 x 10'8
2,9 x 1 0 '6
7,74 x 10' 7
1,48x10'*
1,72x10'*
7,74 x 10'5
3,54x10'*
6,37 x 10'8
8,38 x 1 02 1
1,5 x 1 01 5
1 , 2 5 x 1 0 "
1,61 x 10'8
3,01 x 1 0 "
2,79x101 0
1,29 x 1 02 0
1,12x10'*
3,65 x l O2 0
4 , 5 1 x 1 0 ' * 5,16 x l O1 8
2,54 x 1 0 '7
N 7,7 1.0 2.6
T
X
X
1,36 x 9,8 9.8 9,6 1.0 1.0 1.0 1.0 5.0 5,0
X X X
X X
2,25 x 1,8 9,4 9,7 1,0 1,0 1,0 1,0 2,7 2,7 1,0 1,0 1,0 5,9 1,0 5,9 2,2 1,0 1,0 9,9
X X X
X X
X
X X
X
/Ns 10"2
10'2
10-2
10"' 10"' 1 0 ' '
io-'
1 0 ' IO"1
1 0 ' 1 0 '
io-'
10'2
IO"2
10'1
I O '1
IO"1
IO"1
N T
1 , 2 4 x 1 0 "
3 , 9 8 x 1 0 "
2,46 x 1 02 0
6,14x10'*
5 , 2 7 x 1 0 "
6,11 x l O "
3,30 x 10'»
2 , 5 8 x 1 0 ' * 2 , 3 6 x 1 0 ' * 1 , 8 3 x 1 0 "
1,61x10'*
1 , 0 7 x 1 0 "
1,02 x 1 0 '3
7,74 x 1 0 '7
5,22 x 10*s
7,28 x 1 0 '7
1,44 x 1 0 ' * 1,72 x l O '8
7,74x10"
3,54x10'*
5,37x10'*
2,26 xlO2 0
4,06 x l O1 3
1 , 2 5 x 1 0 "
1,61 x l O1 8
3,01 x l O1 9
1,65 x l O2 0
1,29x10J 0
6,6 x l O "
8,04 x 1 0 ' ' 4 , 5 1 x 1 0 ' * 5,16x10'*
2,51 x 1 0 ' '
i 3,0
Nt/NT 1,0 1,22 1,0 1,0 1.65
x10"2
x i O '2
2,15 xlO"2
5,0
2,8 2,8 5,0 5,0 8,0 1,0 7,4
xlO"2
- - xiO"3
x 10 3
x 10"' xiO"' xiO"' x 1 0 -2
1,55 xiO"2
7,0 2,5
1,0
^.0
5,6 4,1 4,1 1,0 1,0 6,7
x10"4
xiO"4
_ -
- - xiO"4
xiO"' - xlO"1
_ x10"'
x l O7
Nt 1 , 2 4 x 1 0 "
4,85 x 1 0 '7
2 , 4 6 x 1 02 0
6,14 x 1 0 '6
8,69 x TO'7
1,31 x 1 0 '8
1,65 x l O '8
_ _ 5,12 x 1 0 "
4,51 x 10'3
5 , 3 7 x 1 0 ' "
5,11 x 1 01 2
6,19 x 1 0 '7
5,22 x 10's
5,38 x 10' * 2,23 x 1 0 '4
_ 1,93 x 10'2
— - 2 , 2 6 x 1 03 0
4,06 x 1 0 '3
-
1,68x10'"
6,76 x 10' * - 2,7 x 1 0 "
8 , 0 4 x 1 0 ' "
_ 5,16 x 1 01 8
1,68x101 7
6,0 x Nt/Nr 1,0 1,6 1.0 1.0 2.65 4.5 1.2
2,6 2,6 6,4 1,0 5,2 1,1
1.0 1,0
1,85 x l O
x l O x l O x l O - - - - x10 x 10"
x l O x10 x 1 0
- - _ -
- - - x10"
- 1,86x10"
1,0 1,0 4,6 x10"
- 4
- 4 -4 - 3
- 1
1
1
3 3
1
1
1
101
1 6 2 6 1 2 3
"t /• i
i t
1
i
Nt 24 x 1 0 '9
35x1O1 7
4 6 x 1 02 0
1 4 x 1 0 ' * 69 x 1 0 '7
31 x 1 0 '8
6 5 x 1 01 8
1 2 x 1 0 "
51 x l O '3
3 7 x 1 01 8
,11x 1 0 "
,19x 1 0 "
,22x101 5
,38x101 6
,23 x 10'4
,93 x 1 0 "
,26x102 0
,06 x 10' 3
, 6 8 x 1 0 ' * , 7 6 x 1 0 "
,7 x l O1 5
, 0 4 x 1 0 "
,16x1Cl s
, 6 8 x 1 01 7
6,0 Nt/Nr 1,0 1,6 1,0 1,0
x 1 0 '4
2,65 x10"4
4,5 1,2
2.6 2,6 6,4 1,0 6,2 1,1
1,0 1,0
1,85 1,85 1,0 1,0 4,6
xlO"4
xlO"3
- - x10~' x10"' x10"' xiO"3
x i O '3
- -
- x10"' x i O '1
xlO"'
-<7
Nt 1,24x10"
6.36 x 10'5
2,46 x102 0
6.14x10"
1,39x10"
2.75x10"
3,96 x 1 0 '6
- - 2 , 7 9 x 1 0 ' * 2 , 6 5 x 1 0 "
4,95 x 1 0 '7
5,22 x 1 0 '5
3,78 x 1 0 '5
1,58 x 1 0 '3
-
2,26 x l O2 0
4 , 0 6 x 1 0 "
- 3,05 x 1 0 '9
1,22 x 1 0 '5
8 , 0 4 x 1 0 "
5,16 x 1 0 '8
1,15x101 7
TEMPO OE RESFRIAMENTO 9,0 x
Nt/Nr 1,0
— 1,0 1,0
- 1 05
—
— - 1,35x10"' 1,35x10"' 4,9 x i O1
1,0 3,8 x10~4
7,8 xiO"5
-
1,0 1,0
- 8,2 x 1 0 'J
8,2 x i O '2
1,0 1,0 3,1 x i O '1
107
Nt 1,24x10"
- 2,46 x l O2 0
6 , 1 4 x 1 0 "
- 6,11 x l O1 4
—
—
— 1,45 x 10'8
1,38 x 10's
3,79 x 10'7
5,22 x 10'5
2,76 x101 4
1,12x10"
-
2,26 x 1020
4,06 x101 3
- 1,35x10"
5,4 xlO1 4
8,04 x 1 0 ' ' 5 , 1 6 x 1 0 "
7,78 x 10'*
(s)
1,2 x Nt/NT 1,0
- 1,0 1,0
-- -
—
— - 7,0 xiO"2
7,0 x 10'2
3 , 9 x 1 0 ' 5,5x10"'
- - -
1,0 1,0
— 3 , 6 x 1 0 ' ' 3,6x10"' 4,0 x IO'1
1,0 2,1x10"'
108
Nt 1,24x10"
- 2,46x10'°
6 . 1 4 x 1 0 "
- -
—
— - 7,52 x 10' 7
7,15 x 1 0 "
3,02 x 10' 7
2,87 x 10'5
- - -
2,26 x1O10
4,06 x 10'3
— 5,93 x 10's
2,37 xlO1 4
3,22 x 1 0 ' ' 5,16x10'*
5,27 x 1 0 ' '
1.5 x Nt/N r 1.0
— 1,0 1,0 - -
—
— - 3,5 x IO'2
3,5 x 10~' 2,8 x10"' 4,4x10-'
- - -
1.0 1,0
— 1,6 x10"3
1,6x10'' 2,7x10"' 1,0 1,4x10"'
10*
Nt 1,24x10"
_ 2,46 x1O20
6,14 x 10'6
_ - _ _ _ 3,76x10"
3,57x10"
2,17 x 1 0 "
2,30 x 10'5
- -
_ _ 2,26 x 10JO
4 , 0 6 x 1 0 "
2,64 x 10'8
_ 1,05 x 10'4
2 , 1 7 x 1 0 "
5,16x10'*
3 , 5 2 x 1 0 "
siltiM.Jt
12
Cest déctite une elude d'actrvites et des quantites des produi's de f ssion plulop um 239 e< neptunium 237 contenu dans quelques uns des elements, type MTR du reacteu- IEAR1
Dans la mis* en oeuvre du schema de uaitemem du combust.ble, af n de recuperei I elements fertile* et fissiles, \' est a,sé de connaiVe i'ètat d'irradiat*on car il implique dans une variat-on de concentration de ces elements et des produtts de 'uvon
Compte tenu 'e regime de f avail descommu du réacteur IEA-R1 les ca'culs presentees sont approximative! On utilise un valeui moyen pour la combustion nucleate et un temp; d "'adiafon contnu dans un flux neutromque thermique de t o ' 3 n cm"' s"' s '1
AGRADECIMENTOS
Os autores agradecem ao Coordenador da COMR do Instituto de Energia Atômica pela colaboração prestada na elaboração deste trabalho.
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