Создание и применение системы нейтронно-дозиметрического сопровождения экспериментов на исследовательских реакторах

Размещено на http://www.allbest.ru/

Федеральное государственное унитарное предприятие “ГНЦ РФ НИИАР”

На правах рукописи

УДК 621.039.5

Создание и применение системы нейтронно-дозиметрического сопровождения экспериментов на исследовательских реакторах

Специальность: 05. 14. 03 - Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

Автореферат

диссертации на соискание учёной степени доктора технических наук

Рязанов Дмитрий Константинович

Димитровград

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА ДИССЕРТАЦИОННОЙ РАБОТЫ

Актуальность темы

В связи с разработанной в настоящее время Федеральной программой по развитию ядерно-энергетического комплекса России до 2015 г. исследовательским реакторам предстоит стать основным инструментом по выбору и обоснованию новых научно-технических решений для энергетических реакторов нового поколения. Важное место в решении этой проблемы традиционно занимает и будет занимать реакторный комплекс ГНЦ РФ НИИАР.

В ГНЦ РФ НИИАР для исследований по радиационному материаловедению, по реакторной физике, по накоплению радионуклидов используют исследовательские реакторы различных типов:

-СМ - высокопоточный реактор на промежуточных нейтронах мощностью до 100 МВт;

-БОР-60-реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем с номинальным уровнем мощности 60 МВт;

-МИР, РБТ-6, РБТ-10/1, РБТ-10/2-бассейновые реакторы на тепловых нейтронах.

В настоящее время усложнение экспериментов в радиационном материаловедении привело к высоким требованиям к достоверности и точности данных нейтронно-дозиметрического сопровождения, близких к предельно возможным при современном уровне техники измерений.

Создание системы надёжного нейтронно-дозиметрического сопровождения имеет свои особенности для каждого типа реактора, обусловленные условиями облучения и конструкцией облучательных устройств. Современные тенденции к усложнению и комплексности исследований и соответственно к увеличению стоимости, требуют разработки специальных облучательных устройств со сложным режимом облучения в одном реакторе и даже последовательного облучения материаловедческих образцов в разных реакторах.

Задачи разработки, совершенствования и верификации расчётных методов, моделей и баз данных для создания реакторов нового поколения также постоянно требуют наличия надёжных экспериментальных данных о нейтронно-физических характеристиках активной зоны и облучательных каналов. Даже для отдельного реактора, имеющего, как правило, значительное число облучательных каналов, параметры нейтронного поля (плотность потока, спектры нейтронов) могут существенно различаться в различных каналах, а также зависеть от загрузки в каналах и от режима работы реактора. В настоящее время всё чаще реализуются варианты специального формирования спектра нейтронов в тепловой, промежуточной или в быстрой области энергий для решения целевых задач по облучению материалов, накоплению изотопов, нейтронно-лучевой терапии.

Такая особенность, как надёжность и достоверность полученных данных, диктуется несколькими обстоятельствами. Во-первых, данные имеют статус абсолютных значений, которые применяют для ядерно-опасных объектов. Во-вторых, эксперименты на реакторах по спектрометрии и дозиметрии нейтронов, как правило, дорогостоящие и во многих случаях нет возможности для повторения измерений. Особенно это касается нейтронно-дозиметрического сопровождения при длительных облучениях материалов.

Необходимость решения задач спектрометрии и мониторирования облучений в интенсивных нейтронных полях при плотностях потока нейтронов от 1,0·10¹⁴ до 5,0·10¹⁵ см^-2·с^-1 обусловлена недостатком опыта проведения таких исследований, тем более, что следующие поколения исследовательских реакторов будут проектироваться на плотность потока ?1,0·10¹⁶ см^-2·с^-1. В этих условиях существенен вклад в активацию от реакций различных типов и учёт трансмутаций, вызывающих изменение исходного состава активационного детектора, что приводит к ошибкам при определении плотности потока нейтронов. К реакторам с такой плотностью потока можно отнести СМ, в частности, его активную зону и особенно центральную часть активной зоны - нейтронную ловушку (НЛ), которую используют для накопления трансурановых элементов и радионуклидов с высокой удельной активностью. В связи с перечисленным проблему определения нейтронно-физических параметров нейтронных полей с высокой точностью и надёжностью можно считать актуальной.

Цели и задачи настоящей диссертации

Проблемы, решаемые с помощью исследовательских реакторов, стимулировали развитие самостоятельных направлений экспериментальной и радиационной физики, связанных с реакторным излучением: внутриреакторной дозиметрии, спектрометрии и метрологии реакторного излучения.

Основная цель настоящей работы - развитие общих методологических подходов и их реализация при создании единой системы нейтронных измерений для исследовательских реакторов различных типов, обеспечивающей необходимыми нейтронно-физическими данными экспериментальные исследования по радиационному материаловедению, реакторной физике, накоплению радионуклидов.

Для достижения поставленной цели ставили и решали следующие основные задачи:

1. Анализ и обобщение требований к обеспечению единства нейтронных измерений на исследовательских реакторах при проведении спектрометрии и дозиметрии нейтронов в характерных точках активных зон ядерных реакторов и в точках предполагаемого размещения облучаемых объектов.

2. Выработка методологии по аппаратурным, методическим и программным решениям, обеспечивающим получение широкого набора нейтронно-физических характеристик с высокой точностью и достоверностью.

3. Разработка и создание комплекса измерительных спектрометрических установок с высокими метрологическими характеристиками для реализации возможностей нейтронно-активационного метода на современном уровне.

4. Разработка и оснащение измерительного комплекса аттестованным программным обеспечением для предварительной обработки экспериментальных результатов и для получения окончательных данных по нейтронно-физическим характеристикам, включая повреждаемость и трансмутационные превращения. Важным элементом программ обработки является использование стандартизованных и рекомендуемых ядерных констант, библиотек сечений реакций и спектров нейтронов.

5. Оптимизация наборов нейтронно-активационных детекторов (ДНА)- образцовых средств измерений для спектрометрии нейтронов и для нейтронного дозиметрического сопровождения реакторных экспериментов. Наборы ДНА должны перекрывать по чувствительности весь требуемый интервал энергий нейтронов и сохранять накопленную информацию при длительном воздействии высоких термических и радиационных нагрузок.

Научная новизна работ

На основе комплексного подхода к единству нейтронных измерений развита методология по методическим, аппаратурным, и программным решениям, позволившая создать измерительно-вычислительную систему получения широкого набора нейтронно-физических характеристик с высокой точностью и достоверностью, реализация которой создала качественно новые возможности при проведении научных исследований на реакторах различных типов.

Впервые проведено широкомасштабное исследование нейтронных полей в высокопоточном реакторе на промежуточных нейтронах СМ, включая активную зону, бериллиевый отражатель, нейтронную ловушку и корпус реактора. Результаты исследований использованы для верификации расчётных программ и прогнозирования накопления радионуклидов.

Экспериментально получены новые значения нейтронно-физических характеристик (НФХ) нейтронных полей в активной зоне и боковом экране реактора на быстрых нейтронах БОР-60 с МОХ- топливом, включая горизонтальный канал и вертикальные каналы за корпусом реактора. Результаты позволили дать метрологическое обоснование системе нейтронных измерений при сопровождении облучательных экспериментов.

Проведено детальное исследование сложной структуры нейтронных полей в объёме стального массива 660 х 400 мм, впервые созданного устройства КОРПУС, расположенного рядом с активной зоной реактора РБТ-6, предназначенного для исследования радиационного охрупчивания стали корпусов реакторов ВВЭР.

Впервые получена новая спектрометрическая информация о нейтронных полях в реакторе нулевой мощности LR -0 в Чехии (модель энергетического реактора ВВЭР-1000), предназначаемая для верификации расчётных моделей, программ и констант

Разработана методика измерения флюенса быстрых нейтронов в широком интервале времени облучения на основе реакции ⁹³Nb(n,n')^93mNb, отличающаяся лучшей точностью и оперативностью по сравнению с ранее используемыми.

Практическая ценность работы

1. Разработан и создан измерительный комплекс, включающий четыре спектрометра фотонного излучения и бета - радиометрическую установку, предназначенный для измерения фотонного и бета - излучения в широком интервале энергий и интенсивностей излучений. Комплекс получил статус Радиометрического измерительного комплекса ИКЭ-II-4-рабочего эталона II-разряда. Получено свидетельство Госстандарта № 46001.2 1616 от 30.01.2002 г.

2. В одном из вертикальных каналов водного отражателя реактора РБТ-6 нейтронно-активационным методом определёны дифференциальный и интегральный спектры нейтронов в диапазоне энергии нейтронов от 0,5 эВ - 20 МэВ. Получены данные по плотности потоков быстрых и тепловых нейтронов, высотному градиенту и скорости реакций. Итогом проведённой работы стала аттестация Госстандартом опорного нейтронного поля (ОП) в качестве ЭТАЛОННОЙ МЕРЫ дифференциальной плотности потока нейтронов.

Опорное поле - одно из главных составляющих системы метрологического обеспечения нейтронных измерений в реакторных полях. На основе ОП созданы вторичные опорные поля (ВОП), также имеющие метрологический статус: на устройстве КОРПУС реактора РБТ-6 - ВОП-17 и ВОП-18, на реакторе СМ - ВОП-13, на реакторе БОР-60 - ВОП-15. Результатом метрологических работ по аттестации измерительного комплекса ИКЭ-II-4 и опорных нейтронных полей стала аккредитация Госстандартом Лаборатории метрологии нейтронных излучений (ЛМНИ) ГНЦ РФ “НИИАР” в системе САРК на проведение независимых и компетентных измерений. (Аттестат № 41064-95/03 от 15 декабря 2003 г).

3. Результаты исследования нейтронных полей на реакторе СМ обеспечили достоверность данных по нейтронно-дозиметрическому сопровождению экспериментов в активной зоне и каналах реактора и корректность расчёта дозы повреждений и трансмутационных процессов, что особенно важно для прогнозирования облучательных экспериментов в нейтронной ловушке при многоступенчатом накоплении трансурановых элементов. На основе полученных экспериментальных данных выполнена верификация расчётных программ (MCU, MCNP) по всему объёму активной зоны и отражателя реактора СМ, включая корпус.

4. Полученные результаты исследований позволили создать базу необходимых нейтронно-физических данных для надёжного мониторирования облучений внутри стального массива устройства КОРПУС, имеющего сложную геометрию нейтронного поля. Качество и достоверность полученной информации обеспечили выполнение в ГНЦ РФ “НИИАР” отечественных и зарубежных контрактов из Финляндии, Франции, МАГАТЭ по облучению и исследованию образцов специальных корпусных сталей.

5. Экспериментальные данные по спектрометрии нейтронов, полученные на реакторе БОР-60, были использованы для верификации программ расчёта быстрых реакторов НФ-6 и TRIGEX. Позволили создать систему активационных измерений, обеспечившую высокую точность для нейтронно-дозиметрического сопровождения экспериментов. Обеспечено дозиметрическое сопровождение российских и зарубежных экспериментов по облучению различных материалов в боковом экране и активной зоне реактора вплоть до значений флюенса 10²³ см^-2.

6. Результаты нейтронно-физических измерений на модельном ректоре LR-0 предназначены для верификации современных моделей, программ, библиотек констант, применяемых для расчёта энергетических реакторов ВВЭР-1000. Создали основу для достоверной дозиметрии корпуса реактора с помощью образцов-свидетелей.

7. Внедрение разработанной методики определения флюенса быстрых нейтронов с использованием пороговой реакции ⁹³Nb(n,n')^93mNb сделало её основной при мониторировании материаловедческих исследований.

На защиту выносятся следующие положения и результаты

1. Методологические подходы, реализованные методики, программные решения, инструментальные средства для организации спектрометрии нейтронных полей с целью получения полного набора нейтронно-дозиметрических данных при сопровождении широкого спектра исследований на реакторах различных типов.

Реализация разработанных подходов при сопровождении материаловедческих и реакторных экспериментов на реакторах с высокой плотностью потока нейтронов позволила определять требуемые нейтронно-физические характеристики с высокой точностью, близкой к предельно возможной при данном инструментальном, методическом и программном обеспечении.

2. Создание проблемно-ориентированного комплекса образцовых средств измерения активности ИКЭ-II-4, предназначенного для измерения фотонного и бета - излучения в широком интервале энергий и интенсивностей излучений, и оснащение его аттестованным программным обеспечением для обработки экспериментальных данных.

3. Метрологическое обоснование систем нейтронных измерений и результаты экспериментальных исследований нейтронных полей, подтверждённые расчётами по различным реакторным программам:

· на реакторе СМ в каналах бериллиевого отражателя, в активной зоне, нейтронной ловушке при экстремально высоких потоках тепловых и быстрых нейтронов;

· на реакторе на быстрых нейтронах БОР-60 (с МОХ- топливом) в ячейках, расположенных в активной зоне и боковом экране, включая вертикальный и горизонтальный каналы;

· на реакторе РБТ-6 и в новом, впервые созданном, устройстве КОРПУС;

4. Спектрометрическая информация о нейтронных полях в реакторе LR -0 в Чехии мощностью ~1 кВт с экстремально слабыми потоками тепловых и быстрых нейтронов.

5. Методика измерения флюенса быстрых нейтронов на основе реакции ⁹³Nb(n,n')^93mNb, обеспечивающая лучшую точность и оперативность по сравнению с ранее используемыми.

Апробация работы

Основные результаты докладывались на 9-ой (Чехия, Прага, сентябрь 1996 г), 10-ой (Япония, Осака, сентябрь 1999 г.), 11-ой (Бельгия, октябрь, 2002 г.) международных конференциях по реакторной дозиметрии (International Symposium on Reaktor Dosimetry- ISRD), организованных комитетом Е-10 ASTM (American Society for Testng and Materials).

В трудах V Всесоюзного совещания по метрологии нейтронного излучения на реакторах и ускорителях. Представлялись в качестве докладов на совещаниях Европейской рабочей группы по реакторной дозиметрии (EWGRD) в Чехии и Германии, совещаниях отраслевого координационного научно-технического совета «Реакторное материаловедение», совещаниях рабочих групп «Нейтронная метрология», «Внутриреакторная дозиметрия».

Достоверность методических разработок подтверждена результатами международных сличений на устройстве КОРПУС реактора РБТ-6, на корпусе реактора ВВЭР-1000 Балаковской АЭС в 1995 году. Результатами сличений российских организаций в НИИАР на реакторах СМ и РБТ-6.

Основные результаты диссертационной работы отражены в публикациях [1-36].

Личный вклад автора

Настоящая диссертация связана с планом научно-исследовательских работ лаборатории метрологии нейтронных измерений (ЛМНИ) ГНЦ НИИАР. При научном руководстве и непосредственном участии автора проводилось планирование, организация и выполнение научно-исследовательских работах лаборатории, проводимых на реакторах НИИАР.

Личный вклад автор состоял в решении следующих задач:

-разработка общих методологических положений и их реализация при создании единой системы нейтронных измерений на реакторах различных типов;

-разработка и создание образцового радиометрического измерительного комплекса;

-создание системы опорных полей нейтронов в качестве образцовых средств измерений на реакторах НИИАР;

-метрологическое обоснование локальных систем нейтронно-дозиметрического сопровождения на реакторах СМ, БОР-60, РБТ-6, LR-0 и создания баз данных для верификации расчётных программ.

-реализация разработанной автором методики определения флюенса нейтронов по реакции ⁹³Nb(n,n')^93mNb, в которой не требуется растворения детектора из ниобия. Отличается лучшей точностью и оперативностью по сравнению с прежними.

Структура и объём диссертации

Диссертация состоит из введения, шести глав, заключения и шести приложений. Общий объём работы 284 страниц. Диссертация содержит 64 рисунка, 114 таблиц и список использованных источников из 133 наименований.

нейтронный реактор спектрометрия дозиметрия

ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обоснована актуальность темы, определены цели работы, перечислены основные этапы работы, изложены научная новизна и значимость, отмечена практическая ценность работы, сформулированы положения, выносимые на защиту. Изложена суть нейтронно-активационного метода, как наиболее эффективного и приемлемого метода исследования реакторных нейтронных полей,

В первой главе дано описание аппаратурного, методического и программного оснащения экспериментов по измерению активности нейтронно-активационных детекторов. Нейтронно-активационный метод измерений (АМНИ) заключается в облучении нейтронно-активационного детектора (ДНА) в нейтронном поле, измерении наведённой активности по избранной реакции, расчёте активационных интегралов (скоростей реакций) и последующем определении характеристик нейтронного поля. По самому определению ДНА может рассматриваться как стандартный образец состава и свойств веществ (СО), т.е. средство измерений (мера) в виде вещества, состав и свойство (сечение ядерной реакции) которого установлены при аттестации.

Активность ДНА с учётом выгорания образовавшегося радионуклида на момент окончания облучения может быть получена решением уравнения вида *

, (1)

где -число ядер изотопа мишени, - активность ДНА на момент времени t,

-сечение реакций, идущих на ядрах исходного нуклида и на образовавшихся ядрах продукта реакции, приводящее к их выгоранию, -спектр нейтронов, как функция двух переменных.

* Крамер-Агеев Е.А., Трошин В.С., Тихонов Е.Г. Активационные методы спектрометрии нейтронов. М.: Атомиздат, 1976.

В формуле (1) спектр нейтронов задан как функция двух переменных (Е, ). Выбором режима облучения можно упростить решение уравнения. При постоянной мощности реактора(режим стационарного поля) решение имеет вид:

(2)

В этом выражении активационный интеграл (отклик детектора) непосредственно определяют через ядерные константы и измеряемые величины: активность, время облучения, время выдержки, массу и изотопный состав ДНА.

Если пренебречь “выгоранием” за короткое время облучения, тогда активационный интеграл для конкретного ДНА будет определён из экспериментальных данных по формуле:

(3)

Относительно небольшое число хорошо определяемых параметров: активность в детекторе, число ядер в детекторе, время облучения, время выдержки может обеспечить малую неопределённость определения активационных интегралов.

Разработан и создан измерительный комплекс, предназначенный для измерения активности облучённых ДНА. Комплекс содержит однокристальные спектрометры фотонного излучения:

· гамма - спектрометры с полупроводниковыми детекторами ДГДК-50Б, ДГДК-50А и многоканальными анализаторами NOKIA LP-4900B;

· гамма-спектрометр с детектором из сверхчистого германия (HPGe) типа GEM-25185-P и многоканальным анализаторам DSPEC^plus фирмы EGORTEC;

· спектрометр рентгеновского излучения с полупроводниковым Si(Li)- детектором типа БДРК-1/5-50 и многоканальным анализаторам NUK-8100.

В состав комплекса входит специализированная бета -счётная установка ОСУ-11-26.

Она предназначена для измерения активности ³²P в стандартных серных детекторах. Используется пороговая реакция на быстрых нейтронах ³²S(n, p)³²P, которая имеет высокую чувствительность в нейтронных полях.

Основная задача автора состояла в разработке методик измерений и программ обработки на указанной аппаратуре. Были разработаны отдельные методики для измерения малых активностей ?0,2 Бк, для измерения высокой активности до 10⁸ Бк, для измерения активности объёмных источников. Адаптированы некоторые методики ВНИИФТРИ и МИФИ с целью создания единой системы измерений активности..

Расчётно-экспериментальное обоснование метрологических характеристик спектрометров выполнено с целью получения высокой точности при измерениях.. Техническими и методическими приёмами достигнута согласуемость результатов при измерениях абсолютной активности на различных спектрометрах в различных условиях измерений в пределах погрешности 2 % на уровне 95 вероятности. Организована процедура постоянной аттестации, контроля и поддержания характеристик измерительного комплекса. Описание измерительного комплекса дано в работах [1 - 6].

Абсолютная чувствительность регистрации фотонного излучения является основным метрологическим параметром спектрометров. Для отдельной гамма -линии с фиксированной энергией Е_i чувствительность (Е_i)определяют по формуле:

(Е_i)=S_ik_спk_1? k_2? k_см k₃/ PДt_иA_oexp[-(t_o-t_i)], (4)

где (Е_i) -абсолютная чувствительность регистрации фотонов с энергией Е_i;

А_о- активность калибровочного источника на момент аттестации t_о, Бк;

S_i -число импульсов в пике полного поглощения (ППП) за вычетом фона;

Дt_и - время измерений, P -квантовый выход фотонов на распад;

t_i - время начала измерения, с.

В зависимости от условий измерений вводят следующие поправки:

· k_сп -поправка на самопоглощение фотонов в материале источника;

· k₁-поправка на распад радионуклида во время измерения;

· k₂-поправка на просчёты измерительной аппаратуры;

· k_см-поправка на суммирование каскадных фотонов в детекторе;

· k₃-поправка на размеры ДНА..

Абсолютная чувствительность спектрометров измерена с помощью набора образцовых источников ОСГИ, включающих радионуклиды ²⁴¹Am, ⁵⁷Co, ⁶⁰Co, ¹¹³Sn, ¹³⁷Cs, ⁸⁸Y, ⁵⁴Mn, ⁶⁵Zn, ¹³⁹Ce, ²²Na, ²⁰³Hg. Неопределённость аттестации источников составляет ~3% при доверительной вероятности 99 %. Использованы также образцовые спектрометрические гамма -источники ОСГИ-М и ОСГИ-С на основе: ⁷⁵Se, ⁵⁶Co, ^110mAg, ¹⁵²Eu, ¹³³Ba, ¹⁸²Ta, ¹⁹²Ir, ²²⁸Th, ^166mHo. Неопределённость аттестации источников составляет 2-3 % при доверительной вероятности 95 %.

Все данные для радионуклидов из ОСГИ и ОСГИ-М относятся к категории ССД- стандартные справочные данные, обязательные к применению во всех областях научной и практической деятельности (ГССД 14-80 и ГССД-102-86, ГССД-120-88). Применение этих образцовых источников для калибровки различных гамма- спектрометров обеспечило выполнение принципа единства измерений.

Значения (Е_i) для спектрометра с детектором GEM-25185-P, измеренные при различных расстояниях Н образцовых источников от детектора показаны на рис.1.

Рис. 1 Зависимость чувствительности детектора от энергии гамма- излучения 1-H=379,5 мм (L-40); 2 -H=238,5 мм (L-25); 3 -H=98,5 мм (L-10); 4- H=48,5 мм (L-5); 5 -H=23,5 (L-2)

В середине шкалы энергий погрешность составляет ? 2 % на краях шкалы ?3-5 %. Аналогичные данные получены также для спектрометров с детекторами ДГДК-50Б и ДГДК-50А. Методика калибровочных измерений и полученные результаты по метрологическим характеристикам спектрометров изложены в работах [3-5]. Программное обеспечение для определение активности источников и проведения аттестационной калибровки спектрометров дано в работе [6].

Большое внимание уделено выбору функций аппроксимации для зависимости чувствительности спектрометров от энергии фотонов. В таблице 1 приведены функции и их параметры, которые использованы для аппроксимации точечной чувствительности.

Таблица 1

Функции для аппроксимации энергетической зависимости чувствительности регистрации гамма- квантов однокристальным спектрометром

Название функций	Коэффициенты настройки	Формула зависимости е(Е)	Искомые параметры
Полиномы	n	е(Е) = ePn(ln(E))	p0 , p1, …, pn
Рациональные функции	n и m	е(Е) = ePn(ln(E)) / Qm(ln(E))	p0 , p1, …, pn q1 , q2, …, pm
Рекомендации ГЕОХИ	отсутствуют	е(Е) = exp(p0+ p1lnE+ p2ln2E+p3/E3	p0 , p1, p2, p3
Рекомендации ВНИИФТРИ	Есш	е(Е) =E/e+E, при E< Есш е(Е) =E, при E> Есш	,,,
2 параболы	Есш	е(Е) = e p2(ln(E)) при E > Есш е(Е) = e Q2(ln(E)) при E < Есш	p0 , p1, p2, q0 , q1, q2

Здесь Р_n, Q_m - полиномы n-й степени для переменной lnЕ. Степень полинома определяется при аппроксимации. Коэффициенты полиномов- р_о, р₁,..., р_n..

Е_сш - энергия, при которой согласуются две функции аппроксимации.

Аппроксимация каждой функцией и нахождение коэффициентов аппроксимации проводились минимизацией функционала следующего вида:

, (5)

где m - количество экспериментальных точек в массиве исходных данных;

(Е_k) - массив экспериментальных точек при фиксированном значении энергии Е_k;

Ф(Е_k) - чувствительность регистрации, рассчитанная при аппроксимации;

(Е_k) - полная погрешность измерения.

Наиболее частое применение получили полиномы и рекомендация ГЕОХИ.

Для спектрометров фотонного излучения энергетическая зависимость чувствительности регистрации фотонного излучения [отсчёт/фотон] при аттестации Госстандартом задана аналитически в виде (энергия в МэВ):

е(E)=C1*EXP{C2*Ln(E)+C3*Ln(E)2+C4*EXP[-C5*Ln(E)]}, (6)

Аттестованные характеристики получены также для геометрии измерений объёмных источников Дента 0,1л, рентгеновского спектрометра с детектором БДРК 1/5-50. Для образцовой бета- радиометрической установки ОСУ-II-26 аттестована счётная характеристика.

Итог работы - разработка и создание образцового измерительного комплекса ИКЭ-II-4- рабочего эталона 2-го разряда, предназначенного для компетентных и независимых измерений активности.

Во второй главе рассматривается понятие "оценка условий облучения", которое включает в себя комплекс расчетно-экспериментальных работ. Качество реакторного эксперимента напрямую зависит от знания характеристик нейтронного поля, используемых при планировании эксперимента, оценке нейтронной дозы облучения изделий и трактовке получаемых результатов.

Основной задачей автора являлось развитие общих методологических подходов и их реализацию при создании единой системы нейтронных измерений, обладающей высокими метрологическими характеристиками, обеспечивающей необходимыми нейтронно-физическими данными экспериментальные исследования на исследовательских реакторов различных типов.

Сложность метрологической задачи в данном случае обусловлена требованием взаимной согласованности результатов абсолютных измерений нейтронно-физических характеристик в интенсивных нейтронных полей на различных ядерных реакторах при разнообразии условий облучения в экспериментальных устройствах.

Нейтронно-активационные измерения являются по классификации косвенными измерениями, включающими в общем виде несколько самостоятельных измерительных процедур, которые могут обеспечить наибольшую достоверность результатов определения значений любых производных величин в области нейтронной физики, для единиц которых эталоны не установлены. Интересно отметить, что запас по точности при воспроизведении единицы нейтронной величины на современных эталонах и измерении той же величины на реакторах во многих случаях невелик (3-5) %.

.В связи с обеспечением единства таких измерений необходима методическая регламентация всего измерительного процесса. Методическое обеспечение должно включать комплекс стандартизованных методик, регламентирующих все стадии нейтронных измерений на отдельном ядерном реакторе. Поэтому важным принципом метрологического обеспечения нейтронных измерений на ядерных реакторах различных типов принят принцип комплексности разработки всех элементов системы. Совокупность всех используемых нейтронных полей должна быть объединена единой системой измерений их характеристик, аттестации, поддержания и контроля, позволяющей решить проблему единства нейтронных измерений для задач реакторных экспериментов.

Отметим основные составляющие для её реализации:

· разработка методик проведения облучений спектрометрических наборов ДНА, учитывая специфику различных реакторов и особенности облучательных каналов;

· использование ДНА с чётко заданными метрологическими характеристиками, включая технологические параметры, состав, нейтронные сечения реакций;

· разработка и аттестация методик измерения активности ДНА и определения активационных интегралов с применением аттестованных измерительных средств и стандартизованных ядерных констант;

· применение единой методики расчёта интегральных нейтронно-физических параметров;

· использование верифицированных программ восстановления спектров нейтронов по значениям активационных интегралов.

Устройства с облучаемыми изделиями вносят заметные искажения в спектр нейтронов, что усложняет определение условий облучения. В этом случае на первом этапе проводят расчетно-экспериментальные исследования НФХ в одном из характерных каналов выбранной группы отдельного реактора с целью его метрологической аттестация как опорного нейтронного поля (ОП) или вторичного опорного поля (ВОП) со статусом в качестве рабочего эталона. Перед установкой конкретного устройства с облучаемыми материалами в выбранный канал реактора проводят модельный эксперимент с имитацией реальной загрузки. В модель облучательного устройства устанавливается расширенный набор ДНА с целью уточнения спектра нейтронов, реальных плотностей потока и пространственных распределений (градиентов нейтронных полей).

Полученные данные создают возможность уверенного планирования облучательных экспериментов в данном канале. Совокупность результатов спектрометрии в незаполненном канале, данные модельного эксперимента, результаты мониторирования в конкретном облучательном устройстве и расчётные данные позволяют надёжно восстановить значения флюенса нейтронов на испытываемых образцах.

На первом этапе после планирования эксперимента проводят оптимизацию типов детекторов и их масс, изготавливают ДНА и формируют наборы для облучения. Важен способ маркировки наборов ДНА. Места установки ампул внутри облучательных устройств выбирают на стадии конструирования или после проведения модельного эксперимента. История облучения является необходимым элементом в системе сопровождения.

Набор детекторов сопровождения содержит ДНА, изготовленные из металлов: ниобия, железа, титана, меди (изотоп 63) и иногда никеля, кобальта. Для условий высокой температуры предназначены сплавы металлов с ванадием и разбавленные в кварце изотопы железа и кобальта. При длительных облучениях наборы ДНА запаивают в кварцевые трубочки с толщиной стенки 1 мм, а затем упаковывают в капсулы из алюминия, ванадия или нержавеющей стали. Функциональная схема нейтронно-дозиметрического сопровождения облучательных экспериментов показана на рис.2.

К важной составляющей методического обеспечения относится экспериментальное получение спектров нейтронов. Сущность задачи получения (''восстановления'') спектра энергий нейтронов из измеренных активационных интегралов с различными энергетическими зависимостями сечений заключается в решении интегрального уравнения Фредгольма II-рода.

Рис. 2. Функциональная схема дозиметрического сопровождения

Исходная система уравнений имеет вид.

i=1,2,…,n (7),

где (E) -спектр нейтронов, (E)- энергетическая зависимость сечения реакции,

n-число используемых активационных интегралов.

Решение таких уравнений относится к некорректным задачам математики.. Разработаны методы решения задач с использованием априорной информации.

В частности, применяют алгоритмы, основанные на итерационной процедуре коррекции априорного спектра предположительно близкого к определяемому. При восстановлении спектров нейтронов автор использовал измерительно-вычислительный комплекс ИВК MIXER, в котором реализован метод направленного расхождения (МНР)*. Комплекс прошёл апробацию во ВНИИФТРИ по специально разработанным требованиям и рекомендован к использованию.

*Трошин В.С. Спектрометрия нейтронов ядерно-физических установок интегрирующими детекторами (методическое обеспечение): Автореф. диссертация на соиск. учён. степ. д-ра физ.-мат. наук. М.: МИФИ, 1993.

В условия облучения кроме энергетического спектра нейтронов, входят: скорость реакций на тепловых и быстрых нейтронах, плотность потока нейтронов, флюенс нейтронов, высотный и радиальный градиенты нейтронного поля. Перечисленные характеристики определяют экспериментально.

Обязательный элемент системы измерений - это опорное поле нейтронов (ОП) на ядерном реакторе [6, 7]. Схема реактора РБТ-6 и расположение ОП-4 показаны на рис. 3.

Рис. 3. Поперечное сечение активной зоны реактор РБТ-6 и устройства КОРПУС: 1-ТВС; 2-канал облучения; 3-стержень автоматического регулятор; 4-орган аварийной защиты и компенсации реактивности; 5-выгородка стенда; 6-ампула; 7-свинцовый экран; 8-водяной зазор; 9-номер ячейки активной зоны; 10-номер ячейки стенда; X,Y-координатные оси; ОП- опорное поле; ВОП -вторичные опорные нейтронные поля в 1-м и 2-м рядах ампул устройства КОРПУС

Основная аттестуемая характеристика опорного поля - дифференциальный спектр нейтронов ₀(Е), см^-2с^-1МэВ^-1. Спектр определён в интервале энергии 0,5 эВ - 19 МэВ и представлен в нормированном виде. Аттестованное нейтронное поле ОП-4 впервые создано в НИИАР в 1985 году на реакторе РБТ-6, а затем заново аттестовано в 2002 году в канале ВЭК-11 [2, 7]. Для получения экспериментальной информации о быстрых, тепловых и надтепловых нейтронах в ОП-4 измерены активационные интегралы для 15 пороговых и 10 (n,)-реакций при облучении ДНА в алюминиевых ампулах и в стандартных кадмиевых и борных экранах.

Расширенная неопределённость измерений скорости реакции составила 3 %.

ОП с меньшим набором метрологических функций аттестуют как вторичное опорное поле (ВОП). Воспроизводимые в месте облучения ДНА (монитора), дифференциальная плотность потока (Е), интегральная плотность потока Ф(Е) и флюенс нейтронов F(Е) связаны с основными аттестованными характеристиками ОП ₀(Е) и Ф₀(Е) и показанием монитора R_M (активационный интеграл для конкретной реакции) или Q_M (число взаимодействий) с помощью аттестованного мониторного коэффициента k_M :

(Е) = k_M R_{M 0}(Е), ( 8)

Ф(Е) = k_м^.R_м Ф₀(Е) , (9)

F(E) = k_м Q_м Ф₀(Е)= kм?Rм _?0 Ф₀(Е). (10)

Показания монитора определяют по измеренной активности А_t через промежуток времени _в после облучения монитора продолжительностью ₀ .

, (11)

Значения мониторных коэффициентов для ОП-4 приведены в таблице 2.

Таблица 2

Мониторные коэффициенты и эффективные сечения для пороговых реакций

Реакция	Эфф. порог, МэВ	Эфф. Сечение барн	Мониторный коэффициент
237Np(n, f)	0,55	1,607	1,451 1023
47Ti(n, x)	2,2	0,0524	1,197 1025
58 Ni(n, p)	2,5	0,375	1,948 1024
54Fe (n, p)	3,0	0,385	2,606 1024
46Ti (n, x)	4,6	0,152	1,729 1025
63Cu(n, )	6,2	0,0223	3,445 1026
93Nb (n,2n)	10,4	0,427	3,300 1026

Система мониторных коэффициентов даёт возможность вычислять по соотношениям (8, 9, 10) абсолютную дифференциальную или интегральную плотность потока нейтронов и флюенс нейтронов, если измерено абсолютное значение R_M для какой-либо реакции из таблицы 2. Эффективные сечения для конкретного спектра используют для расчёта интегрального потока выше пороговой энергии реакции по формуле Ф_i = R_м /у_iэфф. По этой же формуле с учётом соотношения (11) вычисляется флюенс нейтронов. Этот методический подход реализован на других реакторах НИИАР, после аттестации на них нейтронных полей.

Совместная обработка данных по скоростям реакций, полученных при облучении в кадмиевом экране и без экрана, позволяет получить плотности потоков тепловых и надтепловых нейтронов, а также кадмиевое отношение для (n,г)-реакций.

Спектр тепловых нейтронов строят аналитически на основе эффективной температуры нейтронов и максвелловской плотности потока тепловых нейтронов, определяемых экспериментально.

На рис. 4 показана форма дифференциального спектра нейтронов в координатах [(E)E, lg(E)] в сравнении со спектром деления ²³⁵U тепловыми нейтронами.

Рис.4. Дифференциальные спектры в координатах [(E)E, lg(E)]: ¦-спектр деления урана тепловыми нейтронами; п -спектр ОП-4

Для нейтронного поля в ОП-4 при мощности 6 МВт получена величина скорости реакции ⁵⁸Ni(n,p)⁵⁸Co равная R_Ni=(2,70 0,35)10^-13с^-1.

Плотность потока быстрых нейтронов Ф(Е?0,1 МэВ)=(3,35· 0,14) 10¹²см^-2с^-1. Плотность потока нейтронов в интервале (0-0,5) эВ Ф_гр=(1,41 0,06)10¹³ см^-2с^-1.

Плотность потока надтепловых нейтронов Ф_нт=(3,56 0,18)10¹¹ см²с^-1.

Эффективная температура нейтронов рассчитана из данных по активации детекторов, включая реакцию ¹⁷⁶Lu(n, г). Получено значение T=318 12 К.

Реализация единства измерений, как отмечалось ранее, должна опираться на принцип комплексности. Исходя из этого принципа, все составляющие средств измерений должны проходить различные уровни аттестации. Построена иерархическая структура системы измерений, при которой самый верх системы занимают эталонные средства измерений Госстандарта. Последовательная передача точности при взаимной связи составляющих до уровня рабочих измерений позволит обеспечить при различных требованиях к точности требуемый уровень единства измерений. В состав исходных образцовых средств измерений (ИОСИ) входят, кроме указанных ранее, также специальные наборы активационных детекторов СН. К вспомогательным измерительным устройствам относятся: гамма - компараторы, прецизионные весы (точность ~1 мкг). Схема обеспечения единства измерений на реакторах ГНЦ НИИАР приведена на рис. 5.

Рис. 5 Схема обеспечения единства измерений на реакторах ГНЦ НИИАР

Внутреннюю аттестацию проходят компараторы, материалы из фонда образцов и рабочие наборы ДНА. Аттестацию материалов для изготовления ДНА проводили с помощью активационного анализа совместным облучением с эталонными образцами. Массу отдельных ДНА определяли на весах типа Sartorius c погрешностью ± 1 мкг. Число ядер в делящихся детекторах контролировали по альфа - излучению, по осколкам деления, измеряемому двойной ионизационной камерой, а также сравнением с эталонами [8, 9, 10].

Разработана и реализована методика определения флюенса нейтронов по реакции ⁹³Nb(n,n')^93mNb, в которой не требуется растворения детектора из ниобия. Разработка методики потребовала выполнения нескольких самостоятельных экспериментов по уточнению констант, по выяснению мешающих факторов.[11, 12, 13]. В итоге улучшена точность и оперативность измерений активности ДНА. Необходима эта реакция при мониторировании длительных облучений (более 3 лет).

Разработана методика вычисления трансмутационных нуклидных превращений в нейтронных полях. Математическая модель расчётов описана в работе [14]. Выбран вариант расчёта трансмутаций в отдельных точках реактора (точечная трансмутация) при постоянных нейтронно-физических параметрах облучения. В этом случае математической моделью служит линейная система обыкновенных дифференциальных уравнений с постоянными коэффициентами. Приведены примеры расчётов накопления трансмутационных составляющих в исходных реакциях: ⁶³Cu(n,г), ⁵⁸Ni(n,p) при длительных облучениях в ректоре СМ [15, 16].

В третьей главе излагаются результаты спектрометрических экспериментов по определению параметров нейтронных полей в высокопоточном реакторе СМ-2 (см. рис. 6). Первый спектрометрический эксперимент проведён в 1988 году после 10 лет интенсивной работы реактора. Были выбраны каналы: ВЭК-4, БКС-4, ВЭК-6, ВЭК-11, как характерные для каждого ряда отражателя. В каждом канале измерена скорость реакции для 14 пороговых реакций: ²³⁷Np(n, f), ¹⁰³Rh(n, n'), ¹¹⁵In(n, n'), ¹¹¹Cd(n, n'), ⁵⁸Ni(n, p), ⁵⁴Fe(n, p), ²⁰⁴Pb(n, n'), ⁴⁶Ti(n, p), ⁴⁷Ti(n, p), ⁴⁸Ti(n, p), ⁵⁶Fe(n, p), ²⁷Al(n,), ⁹³Nb(n, 2n), ⁹⁰Zr(n, 2n). В области низких энергий измерены скорости для 11 (n,г)- реакций при облучении в экранах из Al, B, Cd: ⁶³Cu(n,г), ¹⁹⁷Au(n, ), ⁵⁹Co(n, ), ⁵⁸Fe(n, ), ⁵⁵Mn(n, ), ⁹³Nb(n, ), ²³⁵U(n,f), ⁴⁵Sc(n, г), ¹³⁹La(n, г), ²³Na(n, г), ¹¹⁵In(n, ). ДНА, облучались в кадмиевых и борных экранах. Результаты приведены в таблице 3 [17].

Таблица 3

Интегральная плотность потока нейтронов, см^-2·с^-1

Параметр	ВЭК-4 (канал 4)	БКС-4 (канал 11)	ВЭК-6 (канал 19)	ВЭК-11 (канал 21)
Ф ГР	3,431014(2,0)*	2,941014(2,0)	7,401013(2,0)	6,891013(2,0)
Ф Т	2,701014(2,0)	2,701014(2,0)	7,061013(2,0)	6,631013(2,0)
ФНТ	4,031013(4,0)	1,231013(4,0)	1,741012(4,0)	1,561012(5,0)
Ф(0,1 МэВ)	5,791014(9,0)	9,071013(6,0)	9,681012(6,0)	7,531012(6,0)
Ф(0,5 МэВ)	3,381014(5,0)	4,851013(3,0)	4,731012(3,0)	4,031012(3,0)
Ф(1,0 МэВ)	2,021014(2,0)	2,661013(3,0)	2,601012(3,0)	2,411012(3,0)
Ф(3,0 МэВ)	4,001013(5,0)	5,291012(3,0)	5,511011(2,0)	5,511011(2,0)
Ф(020 МэВ)	1,561015(5,0)	5,491014(5,0)	1,041014(5,0)	9,431013(5,0)

*В скобках приведена погрешность измерения в процентах.

Второй спектрометрический эксперимент осуществлён после большой реконструкции реактора 1991-1992 года с заменой активной зоны, отражателя и установкой второго страховочного корпуса. Схема реактора показана на рис 6. Решалась задача детального исследования с последующей метрологической аттестацией всей совокупности рабочих нейтронных полей реактора, используемых для материаловедческих исследований, включая активную зону и центральную нейтронную ловушку (ЦБТМ - центральный блок трансурановых мишеней).

Были выбраны нейтронные поля в каналах 4, 11, 19, 21 с заполнением воздухом и водой. Для активной зоны выбраны ячейки 44, 93 и для ЦБТМ с бериллием ячейки 2, 8, 21.

Рис. 6. Картограмма активной зоны реактора СМ: 1 ? центральный блок трансурановых мишеней; 2 ? бериллиевые вкладыши; 3 ? бериллиевые блоки отражателя; 4 ? центральный компенсирующий орган; 5 - корпус центральной зоны; 6 - экран; 7 - корпус реактора; 8 - страховочный корпус; 9 - образец-свидетель

Полученная информация по плотностям потока использована для прогнозирования режимов облучений и для расчётного обоснования нейтронно-физических характеристик (НФХ) будущей реконструкции реактора.

По данным измерений проведено восстановление дифференциальных спектров, затем расчёт эффективных сечений и мониторных коэффициентов.

Состав наборов ДНА, методики облучений в каналах реактора были отработаны при спектрометрии в 1988 году. Добавлена облучательная оснастка для каналов и ячеек, заполненных водой. Спектрометрия нейтронов начата с облучения наборов ДНА в каналах с воздушным заполнением. Затем облучение проводили в каналах с водой. Неопределённость определения скорости реакций не превысила 3%.

Для оценки соотношения между тепловыми нейтронами и надтепловыми используют известный параметр - кадмиевое отношение. Оно равно отношению R_Al/R_Cd- скорости реакции ДНА в экране из алюминия к скорости этой реакции в кадмиевом экране. В таблице 4 оно приведёно для каналов с воздухом и водой (в скобках). Небольшие поправки в скорости реакций на различия спектров в каналах не учтены. Не вводились поправки на различия в конструктивном исполнении каналов

Таблица 4

Значения кадмиевых отношений

Детектор	Кадмиевое отношение, RAl/RCd
	Канал 4	Канал 11	Канал 19	Канал 21
197Au(n, )	1,3 (2,5)	2 (3,2)	2,23 (4,8)	2,9 (5,4)
59Co(n, )	3,6 (12,4)	9,3 (18)	11,5 (32)	17,5 (37,5)
115In(n, )	1,3 (2,4)	2 (3)	2,2 (4,4)	2,9 (5,1)
63Cu(n, )	6,5 (24)	16,5 (40)	21,6 (68)	33,7 (80)
58Fe(n, )	6,3 (22)	15,4 (35)	20 (60)	30 (80)
55Mn(n, )	6,8 (24)	16,7 (38)	21,6 (65)	32,7 (80)
93Nb(n, )	1,9 (4,3)	3,1 (6,7)	4,0 (11)	5,5 (13,8)
235U(n, f)	14 (51)	36 (78)	46 (132)	70 (160)
239Pu(n, f)	22 (68)	49 (100)	61 (162)	90 (195)
1/V(n, )	15 (53)	38 (77)	47 (129)	72 (155)

Для реакций ⁵⁸Fe(n,), ⁹³Nb(n,), ⁵⁹Co(n,), которые применяют при нейтронно-дозиметрическом сопровождении экспериментов, кадмиевое отношение даёт возможность оценки флюенса тепловых нейтронов.

Для получения спектров нейтронов определены активационные интегралы тех же реакций, что и в эксперименте 1988 года. На рис.7 показаны дифференциальные спектры нейтронов в представлении [f(Е)·Е, lgЕ] в интервале энергии нейтронов 0,5 эВ - 20 МэВ для воздушного заполнения каналов. Аналогичные спектры для каналов с водой показаны на рис 8. Спектры нормированы на единицу по интегральному потоку нейтронов с энергией более 3 МэВ.

Рис. 7. Спектры нейтронов в каналах с воздушном заполнении: -канал 4; - канал 11; -канал 19; x-канал 21

Различие спектров обусловлено разной толщиной бериллия на пути нейтронов.

Рис. 8. Спектры нейтронов в каналах при водяном заполнении: - канал 4; ?- канал 11; - канал 19; x- канал 21

В каналах с водой спектры почти совпадают (влияние бериллия как замедлителя уменьшается), за исключением спектра в ближайшем к активной зоне канале 4. Плотность потока нейтронов для разных интервалов энергий приведена в таблице 5 для каналов с воздухом, а в таблице 6 для каналов с водой. Данные соответствуют мощности реактора 90 МВт.

Таблица 5

Плотность потока нейтронов в каналах (воздух), см^-2 с^-1

Параметр	4	11	19	21
Ф ГР	4,621014 (3)	2,981014 (3)	1,041014 (3)	8,161013 (3)
Ф Т	3,581014(4)	2,671014(3)	9,471013(3)	7,671013(3)
ФНТ	4,731013(4)	1,381013(3)	4,041012(4)	2,121012(3)
Ф(0,1 МэВ)	7,051014(8)	8,791013(7)	1,661013(8)	8,171012(8)
Ф(0,5 МэВ)	3,931014(5)	4,731013(5)	8,801012(6)	4,201012(6)
Ф(1,0 МэВ)	2,321014(4)	2,721013(5)	5,091012(3)	2,401012(3)
Ф(3,0 МэВ)	4,821013(3)	5,481012(3)	1,031012(2)	4,811011(3)
Ф(020 МэВ)	1,991015 (6)	5,501014 (9)	1,631014 (7)	1,121014 (9)

Примечание. В скобках приведена неопределённость измерений в процентах.

Таблица 6

Плотность потока нейтронов в каналах (вода), см^-2 с^-1

Параметр	канал 4	канал 11	канал 19	канал 21
Ф ГР	1,131015(4)	3,281014(3)	9,481013(3)	6,001013(3)
Ф Т	1,041015(3)	3,081014(3)	9,131013(3)	5,811013(3)
ФНТ	3,911013(3)	8,231012(3)	1,441012(3)	7,701011(3)
Ф(0,1 МэВ)	4,701014(16)	4,091013(12)	5,471012(14)	2,931012(16)
Ф(0,5 МэВ)	2,481014(16)	2,581013(10)	3,441012(12)	1,861012(15)
Ф(1,0 МэВ)	1,431014(10)	1,651013(7)	2,271012(8)	1,251012(10)
Ф(3,0 МэВ)	3,131013(3)	3,571012(3)	5,401011(4)	2,931011(5)
Ф(020 МэВ)	2,161015(11)	4,471014(7)	1,141014(12)	7,051013(15)

Примечание. В скобках приведена неопределённость измерений в процентах.

Сравнивая данные таблицы 5 (1994 г.) с данными таблицы 3 (1988г.), можно отметить увеличение плотностей потока тепловых и быстрых нейтронов в аналогичных каналах новой активной зоны после реконструкции реактора. Результаты эксперимента опубликованы в работах [18, 19].

Учитывая особую значимость работ по внутриреакторной спектрометрии в высокопоточных нейтронных полях, выполнен эксперимент по спектрометрии в активной зоне (ячейки 44, 52) и нейтронной ловушке (ячейки 2, 8, 21) реактора СМ. Облучение сборок ДНА проведено на пониженной мощности реактора. Использован тот же набор реакций, что и в эксперименте 1988 года. В связи с особыми условиями в этих точках, были разработаны специальные алюминиевые и кадмиевые капсулы небольших размеров, в которые помещались оптимизированные по массе наборы ДНА. Капсулы устанавливались в определённом порядке по высоте в тонкостенные трубки из нержавеющей стали, которые заполнялись гелием и герметично заваривались. Затем трубки специальным устройством загружались в ячейки АЗ и нейтронной ловушки. Облучение всех наборов ДНА проведено одновременно

Плотности потока нейтронов ячейках НЛ приведены в таблице 7 для мощности реактора 90 МВт [20].

Таблица 7

Плотность потока нейтронов в ячейках НЛ (бериллий), см-2 с-1

Параметр	2	8	21
Ф ГР	2,2051015 (4)	1,9301015 (4,5)	1,4581015 (4)
Ф Т	1,9831015 (4)	1,8001014 (4,5)	1,2071015 (4)
ФНТ	1,0241014 (4,5)	1,0291014 (5)	1,0921014 (4,5)
Ф(0,1 МэВ)	1,2281015 (12)	1,3001015 (9)	1,5221015 (9)
Ф(0,5 МэВ)	7,3591014 (8)	7,7541015 (8)	8,8741014 (7)
Ф(1,0 МэВ)	4,6611014 (3)	4,9401015 (4)	5,5911015 (3)
Ф(3,0 МэВ)	9,7061013 (4)	1,0821015 (4)	1,2241015 (4)
Ф(0-20 МэВ)	5,0301015 (8)	4,9601015 (6)	4,9771015 (6)

Примечание. В скобках приведена неопределённость измерений в процентах.

Аналогичные характеристики в активной зоне и канале 5 в таблице 8.

Таблица 8

Плотность потока нейтронов в реакторе СМ, см^-2 с^-1

Параметр	Ячейка 44 (АЗ)	Ячейка 52 (АЗ)	Канал 5 (вода)
Ф ГР	2,2361014 (6,5)	2,6901014 (7)	1,1951015 (5)
Ф Т	1,0001014 (8)	1,0041014 (9)	1,1381015 (4)

Подобные документы

• Нейтронно-активационный анализ

  Место активационного анализа в аналитической химии. Регистрация ядерного излучения и частиц. Понятия и термины активационного анализа. Метод нейтронно-активационного анализа. Источники активации и нейтронов. Количественный нейтронно-активационный анализ.
  
  курсовая работа [735,0 K], добавлен 03.02.2016
  

• Оценка эффективности двухгруппового метода расчета нейтронно-физических характеристик в комплексной программе "ПЕРМАК"

  Описание нейтронно-физических характеристик реактора ВВЭР-440. Определение коэффициента размножения тепловых нейтронов. Нахождение капиталовложений и ежегодных эксплуатационных издержек системы "ВВЭР СВШД". Мероприятия по защите от радиоактивных выбросов.
  
  дипломная работа [1,1 M], добавлен 23.01.2014
  

• Ядерный реактор

  Использование в ядерных реакторах, работающих на естественном уране, замедлителей нейтронов для повышения коэффициентов размножения нейтронов. Схема процессов в ядерном реакторе, его основные элементы. Построение и запуск первых ядерных реакторов.
  
  презентация [559,1 K], добавлен 24.03.2011
  

• Нейтронно-физический расчет реактора на тепловых нейтронах

  Нейтронно-физический и теплогидравлический расчёт уран-графитового реактора. Параметры нестационарных и переходных процессов. Эффекты реактивности при отравлении реактора. Расчёт нуклидного состава и характеристик, связанных с выгоранием топлива.
  
  курсовая работа [1,5 M], добавлен 20.12.2015
  

• Методы исследования элементного состава материалов

  Рентгено-флуоресцентный спектральный анализ материалов. Исследование элементного состава вещества. Процесс возникновения рентгеновской флуоресценции. Аналитические возможности нейтронно-активационного анализа. Спектры излучения радиоактивного образца.
  
  реферат [1,3 M], добавлен 07.05.2019
  

• Ядерные реакторы

  Первые ядерные реакторы, их принцип работы как устройств, в которых осуществляется управляемая реакция деления ядер. Использование в ядерных реакторах, работающих на естественном уране, замедлителей нейтронов для повышения коэффициентов их деления.
  
  презентация [627,4 K], добавлен 26.02.2014
  

• Водо-водяной реактор. Физический расчет

  Конструктивные особенности водо-водяных реакторов под давлением. Предварительный, нейтронно-физический расчет "горячего" и "холодного" реактора. Температурный эффект реактивности. Моногогрупповой расчет спектра плотности потока нейтронов в активной зоне.
  
  курсовая работа [682,7 K], добавлен 14.05.2015
  

• Ядерный реактор

  Главные особенности использования замедлителей нейтронов в ядерных реакторах. Общее понятие о критической массе. Принцип действия и основные элементы реакторов построенных на быстрых нейтронах. Первая цепная ядерная реакция деления урана в США и России.
  
  презентация [94,7 K], добавлен 22.04.2013
  

• Создание транспортно-энергетического модуля на основе ядерной энергодвигательной установки мегаваттного класса

  Назначение и область применения реакторной установки, ее техническая характеристика и анализ свойств. Модернизированная гидравлическая схема, ее отличительные черты и структура. Нейтронно-физический расчет установки, его проведение различными методами.
  
  курсовая работа [2,5 M], добавлен 11.02.2016
  

• Тепловое испытание газотурбинной установки

  Схема измерений при тепловом испытании газотурбинных установок. Краткое описание применяемых измерительных устройств. Преобразователи, конечные приборы, система сбора данных. Алгоритм обработки результатов теплового испытания газотурбинных установок.
  
  лабораторная работа [2,3 M], добавлен 22.12.2009
  

• Нейтронно-физический расчет реактора типа ВВЭР

  Определение теплотехнических характеристик для теплоносителя. Геометрические характеристики кассеты. Определение ядерных концентраций. Усреднение макросечений поглощения и деления по спектру Максвелла. Расчет коэффициента размножения на быстрых нейтронах.
  
  курсовая работа [413,2 K], добавлен 06.01.2015
  

• Нейтронно-физический расчёт стационарного реактора на тепловых нейтронах

  Предварительный расчет рабочих параметров. Ядерно-физические характеристики "холодного" реактора. Определение коэффициента размножения для бесконечной среды в "холодном" реакторе. Вычисление концентрации топлива, оболочки, теплоносителя и замедлителя.
  
  курсовая работа [1,8 M], добавлен 02.11.2014
  

• Освоение метода вызванной поляризации

  Сущность геофизического электроразведочного метода вызванной поляризации. Аппаратура и схемы измерительных установок. Методика проведения полевых работ. Определение значений кажущихся поляризуемости и сопротивления. Интерпретация результатов измерения.
  
  курсовая работа [2,4 M], добавлен 19.06.2012
  

• Производство ядерных материалов

  Ядерная промышленность и энергетика. Добыча урановой руды и получение соединений урана. Изготовление тепловыделяющих элементов. Использование ядерного топлива в реакторах для производства электроэнергии. Переработка и захоронение радиоактивных отходов.
  
  реферат [1,1 M], добавлен 23.04.2015
  

• АЭС с реакторами на быстрых нейтронах, технологические схемы

  Конструкция и эксплуатация единственного в России быстрого реактора БН-600. Соответствие энергоблока № 3 Белоярской АЭС требованиям нормативных документов по безопасности в атомной энергетике. Использование оружейного плутония в быстрых реакторах.
  
  доклад [164,8 K], добавлен 31.10.2012
  

• Применение термолюминесцентной дозиметрии для измерение полей рентгеновского излучения

  Доза, поглощенная объектом. Виды дозиметрии, а так же физико-химические процессы, используемые дозиметрией. Термолюминесцентная дозиметрия. Определение термолюминесценции и фосфора. Критерии по выбору фосфора. Измерение полей рентгеновского излучения.
  
  реферат [6,5 M], добавлен 19.04.2017
  

• Биотопливо

  Биогаз, сырье для получения биотоплива. Достоинства получения топлива из органических отходов. Комплексное использование биогазовой установки. Способ сбраживания биомассы в промышленных реакторах. Схема бокса для ферментации. Торговая марка Zorg Biogas.
  
  презентация [1,2 M], добавлен 15.12.2015
  

• Ядерные реакторы

  Использование ядерного топлива в ядерных реакторах. Характеристики и устройство водоводяного энергетического реактора и реактора РБМК. Схема тепловыделяющих элементов. Металлоконструкции реактора. Виды экспериментальных реакторов на быстрых нейтронах.
  
  реферат [1,0 M], добавлен 01.02.2012
  

• Энергетический потенциал воды

  Значение воды в природе и жизни человечества. Изучение ее молекулярного строения. Использование воды как уникального энергетического вещества в системах отопления, водяных реакторах АЭС, паровых машинах, судоходстве и как сырья в водородной энергетике.
  
  статья [15,2 K], добавлен 01.04.2011
  

• Планарная сцинтиграфия

  История развития планарной сцинтиграфии. Производство радионуклидов на ядерных реакторах. Принцип действия циклотрона. Многокристальные и полупроводниковые гамма-камеры, их особенности и технические характеристики. Принцип работы гамма-камеры Ангера.
  
  реферат [2,9 M], добавлен 28.02.2015
  

• главная
• рубрики
• по алфавиту
• вернуться в начало страницы
• вернуться к началу текста
• вернуться к подобным работам