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



Восстановленные спектры нейтронов внутри НЛ и в одной из ячеек активной зоны и в канале с водой из 1-го ряда отражателя показаны на рис 9.

Рис. 9. Дифференциальные спектры нейтронов: -ячейка 2 ЦБТМ; -ячейка 8 ЦБТМ; --ячейка 21 ЦБТМ; -канал 5 (вода); ----ячейка 52 АЗ

Спектры нормированы на единицу при интегральной плотности потока выше 3 МэВ. Для ячеек НЛ и канала 5 они формируются внутри слоя бериллиевого замедлителя приблизительно одинаковой толщины, поэтому они близки по форме между собой. Спектр нейтронов в активной зоне (ячейка 52, 44) формируется при небольшом количестве замедлителя - воды, что создаёт пониженную плотность потока тепловых нейтронов и заметную промежуточных. Это свойство и является особенностью реактора СМ.

Из сопоставления плотностей потока в самых напряжённых местах реактора видно, что в центре НЛ (ячейка 2) реализуется максимальная плотность тепловых нейтронов Ф _ГР при Тэф=365⁰ К, превышающая плотность потока в ближайшем к АЗ канале в 2 раза, а в ячейках активной зоны почти в 10 раз. Этот эффект отражает физическую суть нейтронной ловушки в реакторе СМ.

Экспериментальные результаты применены для отладки и тестирования новых программ расчёта реактора СМ-3 и создания справочника по нейтронно-физическим характеристикам каналов облучения. Верификация программ расчёта проводилась по экспериментальным плотностям потока тепловых и быстрых нейтронов, по спектральным индексам и по скоростям реакций.

Для большинства сравниваемых точек получено согласие между расчётом и экспериментом по плотностям потока и скоростям реакций в пределах ±7 %. Различие в ~12 % наблюдалось для дальних каналов в отражателе 19, 21. Экспериментальные спектры нейтронов использованы при расчете повреждающей дозы для различных металлов в каналах реактора СМ. На основе этих данных проводят планирование экспериментов по облучению материаловедческих образцов и изделий.

После модернизации НЛ (замена бериллия на воду), которая имела цель оптимизации и увеличения производительности накопления радиоактивных изотопов, выполнен эксперимент по определению спектральных плотностей потока нейтронов по объёму ловушки. Техника облучения и наборы ДНА аналогичны предыдущему эксперименту. Интегральные плотности потоков нейтронов в трёх ячейках НЛ с водой приведены в таблице 9.

Таблица 9

Характеристики нейтронных полей в ячейках НЛ с водой, см^-2 с^-1

Параметр	3	10	23
Ф ГР	2,261015 ( 4)	2,121015 (3)	1,831015 (4)
Ф Т	1,961015 ( 3)	1,611015 ( 3)	1,591015 ( 3)
ФНТ	1,311014 ( 3)	1,001014 ( 3)	1,231014 ( 3)
Ф(0,5 МэВ)	8,001014 ( 3)	8,231015 ( 4)	8,921015 ( 4)
Ф(1,0 МэВ)	5,121014 ( 3)	5,261014 ( 3)	5,661014 ( 3)
Ф(3,0 МэВ)	1,091014 ( 3)	1,131014 ( 3)	1,201014 ( 3)
Ф(0-20 МэВ)	4,921015 ( 7)	4,941015 ( 7)	4,881015 ( 7)

Примечание. В скобках приведена неопределённость измерений в процентах.

Из данных таблиц 7 и 9 можно определить, что градиент потока тепловых нейтронов по радиусу ловушки уменьшился примерно от 1,5 до 1,2, что важно для увеличения производительности накопления радионуклидов и соответствует цели изменения конструкции ловушки [20].

Выполнена работа по ретроспективной дозиметрии корпуса СМ, с использованием наборов (ДНА), установленных рядом с образцами-свидетелями. Расположение образцов показано на рис. 6. Через8 лет облучения накопленный флюенс на образцах - свидетелях (и на стенке реактора) составил 1,1310¹⁹ см^-2 для Е1,0 МэВ. По экспериментальным данным выполнено тестирование программ MCU-RFFI/A c использованием библиотек БНАБ и ТЕПКОН и программы MCNP-A по расчёту плотностей потока на внутренней поверхности корпуса реактора [21].

В четвёртой главе изложены результаты проведённой спектрометрии нейтронных полей в быстром реакторе с натриевым теплоносителем БОР-60. Получены нейтронно-физические характеристики для каналов активной зоны и бокового экрана, для вертикальных каналов, расположенных за корпусом реактора, для горизонтального канала ГК-1.

Эксперименты на новом методическом уровне были проведены в канале ВЭК-4 и ячейке в активной зоне Д-23. Канал ВЭК-4-один из девяти вертикальных каналов за корпусом реактора. Основной формирователь спектра нейтронов-железо конструкционных материалов. Ячейка Д-23 расположена на краю активной зоны в пятом ряду на расстоянии 19,6 см от центра и является стартовой для бокового экрана. Общая схема реактора БОР-60 была показана на рис. 10.

Рис 10 Схема горизонтального разреза реактора БОР-60 на отметке +0,1м: 1-касательный канал; 2-тангециальный канал; 3-активная зона; 4-боковой экран; 5-радиационная защита корпуса и теплоизоляция; 6- ниша в защите; 7-радиальный канал; 8-железная окалина; ВЭК- вертикальные экспериментальные каналы

Методика получения экспериментальных данных по плотностям потока и спектрам нейтронов потребовала изменений. Процедура экранирования активационных детекторов бором или кадмием оказалась малоэффективной. Выросла значимость поправок на резонансное самоэкранирование, что потребовало разработки методики её расчёта. Значительное отличие формы спектров нейтронов в быстром реакторе от спектров нейтронов в реакторах типа СМ-2, привело к корректировке наборов ДНА.

При облучении ДНА в канале ВЭК-4 измерены скорости таких пороговых реакции: ¹⁰³Rh(n, n'), ¹¹¹Cd(n, n'), ⁵⁴Fe(n, p), ⁵⁸Ni(n, p), ⁶⁴Zn(n, p), ²⁰⁴Pb(n, n'), ²⁷Al(n, p), ²⁷Al(n, ), ⁹³Nb(n, 2n). Неопределённость измерений получена в интервале 6-12 %.

Полная плотность потока, полученная интегрированием по всему спектру нейтронов, с погрешностью 10% равна:

Ф(Е0,5 эВ)=2,1210¹³ см^-2с^-1.

Интегральная плотность потока для пороговой энергии 3 МэВ равна:

Ф(Е3,0 МэВ)=(1,03. 0,15)10⁹ см^-2с^-1.

При облучении ДНА в ячейке Д-23 дополнительно получены скорости реакций: ²³⁷Np(n, f), ¹¹⁵In(n, n'), ²³⁸U(n, f), ²³⁵U(n, f), ⁴⁶Ti(n, p), ⁴⁷Ti(n, p), ⁴⁸Ti(n, p), ⁵⁶Fe(n, p), ⁵⁹Co(n, ), ⁵¹V(n, ), ⁵¹V(n, ), ⁸⁹Y(n,2n), ⁹⁰Zr(n,2n). Из-за высокой интенсивности нейтронного потока и жесткого спектра увеличено число определяемых реакций для ячейки Д-23. Погрешность измерений не превышала 5 %.

Для ячейки Д-23 при мощности реактора 60 МВт полная плотность потока нейтронов составила Ф=(2,5 0,10)10¹⁵ см^-2с^-1. Для других пороговых энергий получено:

Ф(Е0,1 МэВ)=1,7110¹⁵ 10 % см^-2с^-1.

Ф(Е3,0 МэВ)=1,0310¹⁴ 8 % см^-2с^-1.

Восстановленные спектры в сравнении со спектром деления урана-235 показаны на рисунке 11. Все спектры нормированы на величину интегральных потоков.

Рис.11. Дифференциальные спектры нейтронов: -ВЭК-4; -Д-23, -деления²³⁵U(n,f)

В скорости (n,)-реакций введены поправки Gr на резонансное самоэкранирование. По спектрам нейтронов рассчитаны эффективные сечения для мониторных пороговых реакций: ⁵⁸Ni(n,p)⁵⁸Co, ⁵⁴Fe(n,p)⁵⁴Mn, ⁴⁶Ti(n,p)⁴⁶Sc, ⁹³Nb(n,n'). Неопределённость эффективных сечений составила 4%

Нейтронное поле в ячейке Д-23 аттестовано ВНИИФТРИ в качестве вторичного опорного поля (ВОП-15) .

Проведено сравнение расчётных и экспериментальных спектров, плотности потока нейтронов, скорости реакций для ячейки Д-23 [22]. Расчёты выполнены по программам расчёта в гексагональной и цилиндрической геометрии (TRIGEX, YAR, DRZ). По программе TRIGEX и программой подготовки сечений APAMAKO-2F проводили шестигрупповой расчёт в трёхмерной гексагональной геометрии. Комплекс НФ-6 предназначен для двумерного расчёта реактора в приближении (DRZ) и гексагональной геометрии (YAR) с ядерными константами БНАБ-78

В расчётах были смоделированы все условия проведения эксперимента. Состав ТВС и геометрия загрузки соответствовали реальному состоянию активной зоны и бокового экрана. По программе YAR получен спектр на уровне центра АЗ. По программам TRIGEX, DRZ рассчитаны спектры по высоте АЗ и скорости реакций ⁶³Cu(n,), ⁵⁸Ni(n,p), ²⁷Al(n,).

Получено, что в энергетической области 100 эВ - 10,5 МэВ формы расчётного и экспериментального спектра подобны. Расчётное значение доли нейтронов Е 0,1 МэВ на 10% меньше экспериментального, т.е. расчётный спектр несколько мягче. Полная плотность потока нейтронов в ячейке Д-23 на уровне центра АЗ при мощности реактора 60 МВт составила по эксперименту 2,1·10¹⁵ см^-2·с^-1, а по программам TRIGEX и DRZ 2,0910¹⁵ см^-2·с^-1 и 2,11·10¹⁵ см^-2·с^-1 , соответственно. Относительные распределения экспериментальных и расчётных скоростей реакций неделящихся нуклидов по высоте АЗ одинаковы. Сделан вывод, что имеется согласие по экспериментальным и расчётным значениям абсолютной плотности потока нейтронов. Однако наблюдается заметное расхождение по спектру в высокоэнергетической (Е3МэВ) и низкоэнергетической (Е 100 эВ) областях спектра нейтронов.

Проведён эксперимент по исследованию энергетических спектров нейтронов во всём интервале возможных изменений внутри активной зоны и бокового экрана. Для эксперимента были выбраны пять ячеек: Д-23, пятый ряд, Б-41, шестой ряд, Е-30, седьмой ряд, Б-34, восьмой ряд, Д-04, девятый ряд.

Активная зона реактора при проведении эксперимента сформирована из 44 тепловыделяющих сборок с уран-плутониевым топливом и 42 с урановым. В боковом экране 86% сборок содержали обеднённый уран, 14% с исследуемыми образцами.

Для измерения НФХ в выбранных ячейках реактора сформировано пять наборов, которые включали резонансные, пороговые и делящиеся детекторы. Все ДНА представляли собой металлические диски с диаметрами 3мм, 5 мм, 10 мм. Делящиеся ДНА (кроме нептуния) изготавливали из хорошо прокатанной металлической фольги толщиной 0,02 мм. Нептуний использовали в виде порошка Np₂O₃. Число ядер ²³⁷Np в отдельном детекторе определяли по линии E=311 кэВ ²³³Pa, продукта -распада ²³⁷Np. .Металлические фольги и порошок нептуния помещали в чашечки из ванадия (толщина стенки 0,01 мм, диаметр 5,2 мм и высота 1,5 мм), которые герметично заваривали лазерной сваркой. Резонансные детекторы из марганца, индия, золота, лантана представляли собой сплав активируемого изотопа с алюминием в концентрации ~1%. В сравнении с первым экспериментом в ячейке Д-23 дополнительно измерены скорости реакций: ⁵⁰Cr(n,г), ⁶⁴Zn(n,г), ²⁰⁴Pb(n,2n), ⁹³Nb(n,n'), ²³²Th(n, г)²³³Pa, ²³⁸U(n, г), ²³²Th(n,f), ²³⁹Pu(n,f).

Организация эксперимента предусматривала одновременное облучение пяти ОУ в выбранных ячейках и одного ОУ в канале ВЭК-4 для контроля мощности. Измерения активности ДНА проводили на аппаратуре аттестованного комплекса ИКЭ-II-4. Получены абсолютные скорости реакций, нормированные скорости реакций, плотности потока нейтронов, дифференциальные и интегральные спектры нейтронов, спектральные индексы (отношения средних по спектру сечений реакций) для делящихся нуклидов: ²³⁵U, ²³⁸U, ²³²Th, ²³⁷Np, ²³⁹Pu.

Для определения скоростей реакций деления измерялась активность продукта деления ¹⁴⁰La (T_1/2=40,272 час, Е =1596,2 кэВ). Была достигнута статистическая погрешность на уровне 0,2%. Неопределённость определения скоростей реакций изменялась в пределах (2-4)%. C наилучшей точностью (1%) измерялась скорость мониторной реакции ⁵⁸Ni(n, p).

Абсолютные значения скорости реакций ⁵⁸Ni(n,p)⁵⁸Co для пяти ячеек Д-23, Б-41, Е-30, Б-34, Д-04, приведённые к мощности реактора 1 МВт, составили: 9,1710^-13, 6,8610^-13 , 3,8710^-13 , 1,6110^-13 , 1,1810^-13 с^-1 , соответственно.

Восстановление спектров нейтронов выполнено с помощью ИВК “MIXER”. Поскольку в активной зоне находилось заметное количество плутония и урана априорные спектры для восстановления строились на основе ранее полученных данных [23- 26]. Найденные значения плотностей потоков и средние энергии спектров даны в таблице 10.

Таблица 10

Плотность потока нейтронов и средняя энергия спектров, см^-2 ·с^-1

Параметр	Ячейки
	Д-23	Б-41	Е-30	Б-34	Д-04
Ф(>0 МэВ), 1015	2,25( 4,2)	2,04(4)	1,57(4,7)	0,99(3,2)	0,83(3)
Ф(>0,1 МэВ), 1015	1,76( 2,5)	1,51(3)	1,04(4)	0,55(3)	0,43(3)
Ф(>0,2 МэВ), 1015	1,44(4,0)	1,20(4)	0,80(4)	0,41(3)	0,32(3)
Ф(>0,5 МэВ), 1014	9,50 (4)	7,56(4,6)	4,72 (5)	2,21 (5)	1,74 ( 4)
Ф(>1,0 МэВ), 1014	5,56( 4)	4,40(4)	2,60(3)	1,13(4)	0,86(4)
Ф(>3,0 МэВ), 1013	10,7( 6)	8,00(8)	4,45(4,5)	1,81(6)	1,30(5)
Eср, кэВ	778	687	530	388	359

Примечание. В скобках приведена погрешность измерения в процентах без учёта погрешности определения мощности реактора.

Наборы ДНА облучали одновременно при фиксированной мощности реактора. Погрешность мощности (<5%) входит одинаково во все значения потоков и её можно внести в данные по известным правилам. Плотность потока нейтронов с энергией выше 0,2 МэВ и спектр нейтронов используют для оценки повреждаемости при облучении графитовых изделий. Плотность потока для Е>0,5 МэВ используют для оценки скорости дозы повреждений при облучении корпусных сталей.

Эффективные сечения _эф рассчитывались с помощью сечений реакций из стандартизованных библиотек, входящих в программный комплекс “MIXER” . Неопределённость включала погрешность исходных сечений и разброс значений _эф в пяти спектрах реактора. Мониторные коэффициенты рассчитывались после расчёта эффективных сечений с целью создания системы определения флюенса по мониторам сопровождения. Полученные результаты приведены в таблице 11.



Таблица 11

Эффективные сечения и мониторные коэффициенты

Реакция	Еэф, МэВ	эф+, мб	, %	Км
93 Nb(n, n')	1,0	214	4,0	0,9011024
58Ni(n, p)	2,5	365	3,0	1,8721024
54Fe(n, p)	3,0	396	3,0	2,5011024
46Ti(n, p)	4,6	153	3,5	2,1351025
63Cu(n, )	7,0	41,4	3,5	4,6801026
89Y(n,2n)	12,7	924	3,0	1,5311027

Полученные экспериментальные данные использованы в качестве тестового материала для отработки различных схем расчёта нейтронно-физических характеристик реактора БОР-60.

Дифференциальные спектры нейтронов для пяти ячеек в координатах (E·ц(E), lgE) приведены на рис. 12 в сравнении со спектром деления ²³⁵U(n,f). Здесь ц(E) дифференциальный спектр с размерностью (см^-2 с^-1 МэВ^-1). Спектры нормированы на свою интегральную плотность потока нейтронов Ф(>3,0 МэВ).

Рис. 12. Дифференциальные спектры нейтронов в координатах E·ц(E), lgE: 1- Д-04; 2- Б-34; 3- Е-30; 4- Б-41; 5- Д-23; 6--²³⁵U(n,f)

Подобие формы спектров нейтронов во всех ячейках можно отметить, но максимум спектра следующего ряда сдвигается в сторону меньших энергий. Экспериментальные данные представлены в работе [27].

Расчёт НФХ реактора проводили по комплексам тех же программ, что и в первом эксперименте. Детальный анализ сравнения расчётных и экспериментальных данных изложен в работе [28]. Сравнение расчётных и экспериментальных спектров в 26 групповом разбиении (группы системы констант БНАБ-78) показали хорошее согласии с данными всех программ, кроме программы TRIGEX, которая даёт более мягкий спектр

Отличие рассчитанных по всем программам долей нейтронов в области энергий 0,01-1,4 МэВ от экспериментальных составило не более 9 %. По интегральным плотностям потока нейтронов наименьшее различие с экспериментом имеет место для программы DRZ. Сделан вывод, что при расчётах спектральных характеристик в ячейках края АЗ и достаточно однородного по составу бокового экрана целесообразно использовать комплексы программ НФ-6 и YARFR.

Проведена экспериментальная и расчётная работа по оценке возможностей каналов реактора БОР-60 для нейтронно-активационного анализа (НАА) различных химических элементов. В случае применения НАА в нейтронных полях быстрого реактора, активация образцов реализуется на резонансных, промежуточных и быстрых нейтронах. При этом можно успешно реализовать резонансный характер реакций-(n,г), что повышает избирательность анализа. Заметный вклад в активацию вносят и другие типы реакций: (n,n'), (n,p), (n,2n), (n,). Радиоактивный фон от матрицы образцов из-за отсутствия нейтронов с энергией ниже о,5 эВ снижается на 2-3 порядка. В результате происходит сближение условий активации для различных элементов, что приводит к заметному увеличению числа определяемых элементов. Эффективная практическая реализация этих преимуществ возможна при плотности нейтронного потока на уровне 10¹⁴-10¹⁵ см^-2с-1, так как средний уровень сечений активации в спектрах быстрого реактора на 2-3 порядка ниже. Основные результаты изложены в работе [29]. Разработана расчётная модель НАА, позволяющая оценивать пределы обнаружения анализируемых в реакторе БОР-60 нуклидов. Измерена плотность потока и спектр нейтронов на выходе горизонтального канала. Показана перспективность его использования для нейтронной терапии.

В пятой главе представлены результаты работы по исследованию нейтронно-физических характеристик оригинального устройства КОРПУС, размещённого на реакторе РБТ-6 и предназначенного для длительных облучений образцов корпусных сталей в условиях, максимально приближённых к условиям работы металла корпусов энергетических реакторов типа ВВЭР.

Устройство состоит из 4-х рядов отдельных шести ампул, размером 110х110 мм каждая, размещённым в бассейне реактора РБТ-6, рядом с активной зоной. Первый ряд ампул отделён от активной зоны реактора стенкой из нержавеющей стали толщиной 3 мм и свинцовым экраном толщиной 10 мм. Для охлаждения экрана с обеих сторон предусмотрен слой воды толщиной 3 мм. Наличие экрана снижает радиационный нагрев первого ряда ампул от реакторного гамма-излучения и облегчает создание регулируемого и стабильного температурного режима по всему объёму металла в ампулах. Нагреватели, встроенные в ампулы, обеспечивают постоянство температуры 265⁰ С на всех облучаемых материаловедческих образцах, что соответствует температуре корпуса реакторов ВВЭР. Для охлаждения ампул водой бассейна реактора между ними предусмотрен зазор величиной 2 ч 3 мм. Конфигурация расположения ампул показана на рис. 13.

Первые два ряда ампул (поз. 11-26) предназначены для размещения образцов корпусной стали, моделирующих толщины стенок корпусов ВВЭР-440 (140мм) и ВВЭР-1000 (198мм). Величина плотности нейтронного потока позволяет осуществить в течение одного года ускоренный набор флюенса быстрых нейтронов до значений (3-6)10¹⁹ см^-2, характерных для корпусов энергетических реакторов при длительной эксплуатации (20-30 лет).

АЗ

Р Поз.11

И Поз.12

М4 Поз.13

М3 Поз.14

И Поз.15

РТ Поз.16

И Поз.21

И Поз. 22

С Поз.23

М2 Поз. 24

И Поз. 25

И Поз. 26

вода

65 мм

И Поз. 31

И Поз. 32

C Поз.33

М5 Поз. 34

И Поз. 35

И Поз. 36

И Поз.42

И Поз.43

И Поз.44

И Поз.45

И Поз.46

Рис. 13. Компоновка стенда КОРПУС на реакторе РБТ-6 при проведении экспериментов по облучению образцов корпусной стали. И - ампулы-имитаторы; Р, РТ, С - ампулы дозиметрические для проведения внутри ампул нейтронно-активационных измерений; М2, М3, М4, М5 -ампулы с образцами

Третий ряд ампул (поз. 31 - 36) отделен от второго ряда слоем воды толщиной 65 мм. Этим достигается значительное уменьшение интенсивности быстрых нейтронов (~ в 25 раз), но с сохранением формы спектра нейтронов. Таким образом, в третьем ряду создаются условия облучения близкие к реальным, имеющим место на внешней поверхности металла корпусов реакторов ВВЭР-440. Четвёртый ряд ампул (поз. 42 - 46) дополняет третий до толщины стенки реального корпуса ВВЭР-1000. Высота активной зоны РБТ-6 равна 35 см, высота рабочих, дозиметрических ампул и ампул с имитаторами 40 см.

Важное достоинство устройства - возможность одновременного облучения большого количества образцов. Например, в каждой ампуле можно разместить около 100 образцов типа Шарпи при сохранении постоянства температуры на всех образцах. Это приводит к одновременному размещению большого объёма материала (корпусная сталь, сварной шов, наплавка) в нейтронном поле, которое сильно деформируется внутри металла. В связи с этим, для правильной интерпретации результатов облучения необходимо обеспечить достоверное измерение флюенса быстрых нейтронов на каждом образце. Эту задачу решали в несколько этапов. На первом этапе определили градиент поля быстрых нейтронов по высоте ампул в 1-м, во 2-м и в 3-м рядах стенда КОРПУС. На втором этапе - градиент поля вдоль первого ряда ампул. На третьем этапе измерено ослабление нейтронного потока в зависимости от толщины облучаемого массива образцов и энергии нейтронов. На четвертом - выбор оптимального взаимного расположения образцов и ДНА сопровождения. Завершающий этап - это создание расчётной модели для определения спектров нейтронов для каждого ряда и для каждого слоя образцов с последующей корректировкой экспериментальных значений флюенса нейтронов.

Распределение нейтронного потока по высоте (ось Z) измеряли с помощью активационных детекторов в виде титановой и никелевой проволок по реакциям Ti(n,x)⁴⁷Sc и ⁵⁸Ni(n,p)⁵⁸Co. Облучение проводилось в материаловедческих ампулах, имеющих сквозной центральный канал диаметром 8 мм. После облучения проволоку разрезали на отдельные части, в которых измеряли активность продуктов реакций, затем определяли плотность потока быстрых (Е>2,2 МэВ) нейтронов.

Задачу второго этапа решали путём облучения наборов активационных детекторов, установленных в ампулу Р на глубину 10 мм от передней стенки на уровне СПАЗ. Ампула Р затем последовательно переставлялась в позиции 12, 13, 14, 15 (см. рис. 13) и при каждой перестановке облучался новый набор детекторов.

Наборы состояли из родия, титана, железа, никеля. При этом быстрые нейтроны регистрировали по реакциям: ¹⁰³Rh(n,n')^103mRh, ⁵⁸Ni(n,p)⁵⁸Co, ⁵⁴Fe(n,p)⁵⁴Mn, ⁴⁷Ti(n,p)⁴⁷Sc, ⁴⁶Ti(n,p)⁴⁶Sc, ⁴⁸Ti(n,p)⁴⁸Sc. Такой набор обеспечивает регистрацию быстрых нейтронов в диапазоне энергий от 0,7 МэВ до 7,0 МэВ.

Эксперимент показал, что по форме интегральный спектр быстрых нейтронов в интервале энергии 0,7-7,0 МэВ на входе в массив стали устройства КОРПУС на уровне СПАЗ для ампул в поз.12, 13, 14, 15 одинаков. Расчётно-экспериментальным методом было установлено, что распределение плотности потока нейтронов вдоль передней стенки ампул можно целенаправленно изменять с помощью установки кассет в ближний ряд активной зоны (АЗ) с определённым значением выгорания.

Эксперименты по определению ослабления нейтронов неоднократно проводили в разных точках устройства КОРПУС с помощью активации пороговых ДНА, размещаемых в ампулах Р и С. Для более точной оценки величины ослабления потока нейтронов в массиве металла выполнена обработка данных длительного эксперимента с плотно упакованными реальными образцами в материаловедческих ампулах, которые облучались около года. В качестве ДНА применяли ниобий и железо. Оба детектора упаковывались в алюминиевые капсулы и устанавливались на 3-м и 4-м этажах с образцами корпусной стали симметрично относительно СПАЗ. Материаловедческие ампулы М4 и М2 состоят из 7 слоёв образцов Шарпи размером 10х10х55 (70 мм стали), ампула М3 - из 6 слоёв (60 мм). В связи с тем, что ампулы М4 и М3 облучали в первом ряду, а ампула М2 во втором ряду (см. рис.13), есть возможность определить ослабление потока нейтронов в слое металла суммарной толщиной 175 мм, с учётом толщины стальных нагревателей. Геометрия расположения капсул с мониторами обеспечивала контроль флюенса нейтронов по всей толщине металла (по всем рядам образцов) в каждой ампуле. Зависимость скорости реакций от толщины металла в ампулах М4, М3 и М2 показана на рис.14.

Рис. 14. Распределение нейтронного потока по толщине стали: _ - ⁹³Nb(n,n'); ? - ⁵⁴Fe(n,p)

Координата Х = (5...175) мм отсчитывалась от середины первого слоя образцов. Скорость реакции ⁹³Nb(n,n') эквивалентна нейтронному потоку при Е_п>1 МэВ. Скорость реакции ⁵⁴Fe(n,p) соответствует потоку при Е_п>3 МэВ. Приведенные данные хорошо описываются экспоненциальными функциями:

R(Nb) = 10,5exp(-0,0157 X) 10^-13 с^-1 ; (12)

R(Fe) = 3,24exp(-0,0194 X) 10^-13 с^-1. (13)

Погрешность определения коэффициентов равна 2,0 %. Соотношения (12), (13) позволяют корректировать данные по флюенсу нейтронов, полученному из мониторных реакций ⁵⁴Fe(n,p), ⁹³Nb(n,n') для отдельных образцов, на другие образцы, расположенные в глубине облучаемого объёма металла.

В апреле 1994 г на совместном заседании рабочей группы по реакторной дозиметрии корпусов ВВЭР (WGRD VVER) и европейской рабочей группы по реакторной дозиметрии (EWGRD) (г. Ржеж, Чехия) обсуждались возможности устройства КОРПУС и было принято решение о проведении международного эксперимента. Со стороны России в сличительном эксперименте приняли участие: ГНЦ РФ НИИАР, РНЦ КИ, МИФИ, ГНМЦ ВНИИФТРИ, ГОСАТОМНАДЗОР. Из европейских стран участвовали: Бельгия (SCK/CEN-Mol), Нидерланды (ECN-Petten), Финляндия (VTT-Espoo), Германия (FZR-Rossendorf ), Болгария (INRNE).

Каждый участник представил свои наборы активационных детекторов для облучения в первом, втором и третьем рядах ампул. Одновременно с каждым набором ставились контрольные наборы НИИАР. Монитором мощности реактора РБТ-6 выбрана реакция ⁵⁸Ni(n,p)⁵⁸Co Облучение детекторов каждого участника проводилось независимо от других, время облучения согласовывалось.

Активность облученных детекторов вначале измерена на комплексе ИКЭ - II-4 в НИИАР. Затем детекторы разосланы участникам с целью независимого определения активности и скорости реакций. Сравнение результатов показало, что данные по удельной активности активационных детекторов и скорости реакций, полученные на измерительных установках в НИИАР, хорошо согласуются с аналогичными данными других участников. Отклонения между отдельными измерениями в основном находятся в интервале (± 1-3)%. Различие в (± 4-6)% наблюдается для скорости реакций деления ²³⁵U(n, f), ²³⁸U(n, f), ²³⁷Np(n, f) и ⁹³Nb(n, n'), для которых методики определения скорости реакций более сложны. Совместная публикация всех полученных данные и их краткий анализ изложены в двух совместных докладах на международных конференциях в Праге (Чехия) и Нейшвиле (США) [30, 31].

Результаты международных сличений в третьем ряду устройства КОРПУС представлены в работе [32].

Таким образом, межлабораторные сличения обеспечили проверку методик измерений и программ обработки результатов, применяемых в Лаборатории метрологии нейтронных излучений (ЛМНИ), включая используемые ядерные константы и наборы образцовых источников гамма-излучения, а также правильность аттестации активационных детекторов.

Одновременно с проведением сличений была выполнена нейтронно-активационным методом спектрометрия во всех рядах устройства КОРПУС. Основная задача спектрометрии - измерение спектров нейтронов в центре первого, второго и третьего рядов. Данные результатов сличений были также использованы при восстановлении спектра нейтронов. Для каждой точки облучения в 1-м, 2-м, 3-м рядах измерена скорость 25 пороговых и (n,г)-реакций. Погрешность измерений скоростей реакций не превышала 5 %.

Восстановление спектров проведено по программе “MIXER”. По восстановленным спектрам вычислены необходимые для создания системы нейтронно-дозиметрического сопровождения параметры: значения активационных интегралов, плотность потока нейтронов, эффективные сечения, спектральные индексы и скорость дозы повреждений. Эти данные были использованы при верификации расчётной модели устройства КОРПУС [33].

Абсолютные значения плотности потока нейтронов в центре каждого ряда для мощности реактора 6 МВт приведены в табл. 12. Для четвёртого ряда вследствие слабой плотности потока нейтронов данные получены экспериментально-расчётным методом с погрешностью около 12 %.

Таблица 12

Плотность потока нейтронов в первом-четвёртом рядах стенда КОРПУС, см^-2с^-1

Параметр, см-2с-1	Поз.13-14	Поз.23-24	Поз. 33-34	Поз. 43-44
Ф( Е0,1 МэВ)	9,791012	1,951012	7,951010	1,501010
Ф(E>0,5 МэВ)	5,291012	8,251011	3,711010	7,02109
Ф( Е1,0 МэВ)	2,861012	3,801011	1,611010	3,30109
Ф(E>3,0 МэВ)	(5,060,15)1011	(4,630,12)1010	(2,120,12)109	3,19108



На внешней поверхности корпуса реактора ВВЭР-400 максимальная скорость накопления флюенса нейтронов (Е_п ?0,5 МэВ) составляет около 4,510¹⁰ см^-2с^-1, а для реактора ВВЭР-1000 она оценивается значением 610⁹ см^-2с^-1. Данные табл. 12 для поз.33 и 43 показывают, что условия, близкие к реальным по накоплению флюенса нейтронов, можно создать в устройстве КОРПУС.

Расчётная модель разработана на основе пакета программ MCU-4/SM*.

*Абагян Л.П. и др. Программа MCU-3 для расчета методом Монте-Карло нейтронно-физических характеристик ядерных реакторов. Препринт ИАЭ-5736/5. М., 1994.

Расчет проводили для массива стальных образцов со стальными нагревателями, помещенными в ампулы устройства КОРПУС. Массивы образцов в ампулах в расчётной модели разбивали на семь регистрационных зон, образуя таким образом девять продольных слоёв по удалению от активной зоны реактора (семь слоёв образцов и два нагревателя).

Рассчитаны спектры нейтронов в продольных слоях образцов на уровне средней плоскости активной зоны. Расчёт проведён после настройки модели расчёта по реперным точкам экспериментальных данных для мощности реактора 6 МВт.

Спектры нейтронов показаны на рис. 15 в энергетической шкале БНАБ. Первый спектр (нулевая точка отсчёта) соответствует середине первого нагревателя в ампуле первого ряда. Последний спектр соответствует последнему нагревателю ампулы из второго ряда.

Рис. 15. Распределение плотности потока нейтронов в продольных слоях нагревателей и образцов ампул 13-23

Верифицированный расчётный метод применён для расчёта других нейтронно - физических характеристик, измерения которых трудно осуществить [34].

В частности, выполнены расчёты спектральных индексов в каждом слое образцов в четырёх рядах устройства КОРПУС. При варианте облучения с вращением ампулы с образцами на 180⁰ после набора половинного значения флюенса нейтронов спектральные индексы определяют по суммарным спектрам для массива образцов. При повороте ампулы массив образцов облучается в более однородном спектре быстрых нейтронов. Значения рассчитанных индексов без поворота ампулы для первого ряда приведены в таблице 13, а с поворотом в табл. 14.



Таблица 13

Значения спектральных индексов по толщине ампул первого ряда с образцами

Номер слоя	Расстояние от центра, мм	Спектральный индекс
		G(0,1)	G(0,5)	G(1,0)	G(7,0)
0	-42,5	11,93	7,63	4,81	0,061
1	-30	13,82	8,62	5,24	0,058
2	-20	15,14	9,25	5,49	0,058
3	-10	16,58	9,90	5,73	0,058
4	0	(18,13) (18.6)	(10,60) (10.8)	(5,96) (6.09)	(0,058) (0,057)
5	10	19,75	11,29	6,21	0,058
6	20	21,16	11,88	6,38	0,057
7	30	22,31	12,29	6,47	0,057
8	42,5	24,82	13,23	6,78	0,057

Примечание. В скобках приведены экспериментальные значения индексов.

Таблица 14

Значения спектральных индексов для смешанных спектров нейтронов

Слой	G(0,1)	G(0,5)	G(1,0)	G(7,0)	G(0,5/1,0)
1+7	15,81	9,48	5,53	0,058	1,714
2+6	17,01	10,07	5,77	0,058	1,745
3+5	17,85	10,46	5,92	0,057	1,770
4+4	18,13	10,60	5,96	0,058	1,778

Для каждого из девяти слоёв рассчитывали скорость дозы повреждений для железа на уровне СПАЗ. В табл. 15 приведены данные при облучении без поворота и с поворотом на 180 для мощности реактора РБТ-6 равной 6 МВт



Таблица 15

Скорость набора дозы повреждений для железа, сна/c

Номер слоя	Ампулы 13, 14
	без поворота	с поворотом на 1800
0	1,00•10-8( 4,0)	6,46 •10-9( 4,0)
1	8,44•10-9( 4,0)	6,01 •10-9( 4,0)
2	7,37•10-9( 4,0)	5,78 •10-9( 4,0)
3	6,41 10-9( 4,0)	5,62 10-9( 4,0)
4	5,55 10-9( 4,0)	5,55 10-9( 4,0)
5	4,82 10-9( 4,0)	5,62 10-9( 4,0)
6	4,18 10-9( 4,0)	5,78 10-9( 4,0)
7	3,59 10-9( 4,0)	6,02 10-9( 4,0)
8	2,92 10-9( 3,8)	6,46 10-9( 4,0)

Примечание. В скобках приведена погрешность расчёта в процентах.

В шестой главе изложены результаты эксперимента по определению энергетических спектров нейтронов, выполненного на реакторе нулевой мощности LR-0 (модель активной зоны энергетических реакторов ВВЭР-1000).

Реактор LR-0 создан совместно со специалистами РНЦ "КИ", Института ядерных исследований (Ржеж, Чехия) и исследовательского отдела завода энергетического машиностроения “Шкода ” (Пльзень, Чехия) с целью формирования моделей энергетических реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 и экспериментального исследования нейтронно-физических характеристик, результаты которых используют для сопоставления с расчётными данными. Гибкая техническая конструкция позволяет смоделировать сектор активной зоны с углом 60⁰ типа ВВЭР-1000 со всеми элементами реактора в радиальном направлении от центра активной зоны до биологической защиты.

Внутренний диаметр алюминиевого корпуса реактора 3,5 м, высота 6,5. Внутри корпуса установлены макет активной зоны, выгородка, тепловая защита. Стенка корпуса и биологическая защита размещены в отдельном помещении. Схема макета реактора ВВЭР-1000 показана на рис. 16.

Рис. 16. Схема макета реактора ВВЭР-1000 и позиций измерения

Активная зона состоит из 32 ТВС реактора типа ВВЭР-1000. Каждая ТВС состоит из 312 твэлов в треугольной решётке с шагом 12,75 мм и 18 поглощающих элементов, которые выполнены из карбида бора. Активная длина твэлов 1250 см. При этом используют урановое топливо с обогащением 1,6-4,4% по ²³⁵U. Роль вытеснителя состоит в моделировании плотности воды в зазоре между корпусом и шахтой при разной температуре. При работе реактора бак наполняют водой до уровня 30 см выше активной зоны. Концентрацию борной кислоты в воде можно устанавливать в пределах 0-12 г/л. В соответствии с требованиями безопасности допустима максимальная мощность 5 кВт в течение 1 ч, температура воды 70 ⁰С и плотность потока тепловых нейтронов в центре АЗ при этом примерно 10⁹ см^-2 с^-1.

Облучение нейтронно-активационных и делящихся (трековых) детекторов проводили в следующих точках (позициях) реактора (см. рис. 15);

Т-0 -сухой канал диаметром 73 мм в активной зоне (R = 947 мм);

Т-1 - канал в выгородке диаметром 130 мм (заполнение - вода) (R = 1620мм);

Т-2 -сухой канал диаметром 67 мм в вытеснителе около шахты (R=1848 мм);

Т-3 - передняя стенка модели корпуса реактора ВВЭР-1000 (R=2068 мм).

Расстояния R отсчитывали по радиусу от геометрического центра реактора ВВЭР-1000. Сборки с ДНА устанавливали в каналах Т-0, Т-1, Т-2 на середине высоты макета на уровне СПАЗ.

В канале Т-1 дополнительно проводили облучение ДНА с имитационной моделью контейнера с образцами-свидетелями, представляющей собой сборку из образцов Шарпи (на четырёх этажах по высоте). Наборы ДНА устанавливали на первом и четвёртом этаже образцов. Модель контейнера устанавливали в верхней части канала Т-1. Эта положение имитирует условия облучения образцов-свидетелей в канале выгородки энергетического реактора ВВЭР-1000, поз. Т-1М.

Низкая плотность потока быстрых нейтронов в каналах Т-1 и Т-2 и в поз. Т-3 не обеспечивает достаточной активации детекторов, что вызывает необходимость облучать ДНА с большой массой и проводить измерения при малых расстояниях между ДНА и детектором гамма-излучения. В этом случае введение поправок становится необходимой процедурой. Значение поправок в отдельных случаях достигало 20 %. Неопределённость измерения скорости реакций не превышает интервал (4-12) %. Данные приведены в табл. 16.



Таблица 16

Экспериментальные скорости (n,)-реакций в каналах Т-0, Т-1 (активационные детекторы без экрана и с экраном из кадмия)

Реакция	Т-0тRR, с-1	Т-1 RR, с-1	Т-0 (Cd) RR, с-1	Т-1 (Cd) RR, с-1
176Lu(n,)	2,00·10-12		7,51 10-14
115In(n,)	2,84·10-13	3,95 10 -14	1,78 10-13
197Au(n,)	1,62·10-13	2,11 10 -14	1,25 10-13	7,24 10-15
93Nb(n,)	1,20·10-15
139La(n,)	4,72·10-15		1,02 10-15
59Co(n,)	1,76·10-14	4,72 10-15	5,83 10-15	2,23 10-16
63Cu(n,)	2,32·10-15	6,79 10-16	4,61 10-16	2,47 10-17
23Na(n,)	2,46·10-16	7,14 10-17	2,60 10-17	1,66 10-18
239Pu(n,f)	-		2,78 10-14
45Sc(n,)	-	3,40 10-15	9,31 10-16	5,95 10-17

Для канала Т-0 получены значения следующих параметров.

-плотность потока тепловых нейтронов Ф_th = (4,07 0,17) 10⁸ см^-2·с^-1;

-условная плотность потока нейтронов Ф_ус = (4,59 0,12) 10⁸ см^-2·с^-1;

-плотность потока в интервале энергии (0-0,5) эВ Ф_гр= (5,83 0,14) 10⁸ см^-2·с^-1;

-температура нейтронного спектра Т = 320 К.

Для канала Т-1:

-плотность потока тепловых нейтронов Ф_th = (1,08 0,15) 10⁸ см^-2·с^-1;

-плотность потока в интервале энергии (0-0,5) эВ Ф_гр = (1,68 0,12)·10⁸ см^-2·с^-1.

Спектры нейтронов восстанавливали по результатам измерения скорости реакций с использованием ИВК “MIXER”. Форма восстановленных и расчётных спектров показана для поз Т-0 на рис. 17, для поз. Т-1 на рис. 18.

Рис. 17. Дифференциальные спектры нейтронов для канала Т-0 в координатах [E f(E), lgE]. ¦- эксперимент; _, ? -расчёт

Рис. 21. Дифференциальные спектры нейтронов для канала Т-1 в координатах [E f(E), lgE]. ¦- эксперимент; _ - расчёт

Спектры нейтронов даны в нормировке F(?3 МэВ) = 1.

Базовые расчеты с использованием различных программ были выполнены специалистами РНЦ КИ. Для расчёта спектров нейтронов применён метод дискретных ординат в P₃S₈-приближении с использованием констант BUGLE-96.

Расчётные спектры получены при абсолютной нормировке на условную тепловую мощность макета LR-0 равную 1 кВт каналах для макета LR-0 [31]. Коэффициент пересчёта от макета к реальным плотностям потока нейтронов в реакторе ВВЭР-1000 составит 10⁶.

Более детально форму спектров можно сравнить по спектральным индексам G(E_n) = F(E_{n) /} F(E_n >3МэВ) экспериментальных и расчетных спектров. В этом случае сравнивается форма нормированных на 3 МэВ спектров. Данные по спектральным индексам в каналах Т-0, Т-1 и Т-2 приведены в табл. 17.

Таблица 17

Экспериментальные и расчетные спектральные индексы

Индекс	T - 0	T - 1	T - 2
	эксп.	расч.	р / э	эксп.	расч.	р / э	эксп.	расч.	р / э
G 0.1	7,91	7,40	0,90	7,90	7,62	0,96	23,3	24,0	1,03
G 0.5	5,61	5,31	0,95	5,57	5,22	0,94	9,58	13,5	1,41
G 1.0	4,00	3,68	0,92	3,98	3,64	0,91	5,26	6,58	1,25
G 5.0	0,27	0,27	1,00	0,25	0,32	1,23	0,26	0,32	1,22

Можно сделать вывод, что по форме расчётные и измеренные спектры для каналов Т-0 и Т-1 удовлетворительно согласуются.

Абсолютные значения интегральных потоков F(>0 МэВ), F(>0,1 МэВ), F(>0,5), независимо определённых экспериментальным и расчётным методом согласуются между собой, исключая Т-2, для всех каналов в пределах 10 %.

Проведено сравнение по абсолютным значениям экспериментальных и расчётных скоростей пороговых реакций. В этом случае достигается наиболее прямое сравнение возможностей эксперимента и расчёта с точной оценкой отклонений между ними. Получено, что значения скоростей реакций согласуются в пределах 5% и только для реакций с высоким порогом регистрации различие достигает 11 %.

Имитационная модель контейнера с образцами- свидетелями располагалась в верхней части канала Т-1. Расстояние от СПАЗ до середины образцов на нижнем (первым) этаже составляет 57,5 мм. Расстояние от СПАЗ до середины образцов на верхнем (четвёртом) этаже составляет 237,5 мм. Для верификации расчётных программ необходима экспериментальная информация о градиентах потока быстрых нейтронов по высоте модели между СПАЗ и 1-м и 4-м этажами, а также градиент по толщине образцов свидетелей на этих же этажах.

Наборы ДНА для регистрации быстрых нейтронов устанавливались спереди и сзади на поверхности образцов-свидетелей. Для приведения скоростей реакций к поверхности образцов вводилась поправка на градиент потока нейтронов в радиальном направлении. В кадмиевом экране облучались трековые и индиевые детекторы. Остальные ДНА облучались без экрана. С целью получения согласованных результатов наборы ДНА на двух этажах облучались одновременно.

Результаты измерений приводились к поверхности образцов - свидетелей с помощью поправки на геометрию Ст .

Основные результаты измерений и их погрешности для двух позиций размещения наборов ДНА приведены в табл. 18 для мощности реактора 1 кВт.

Таблица 18

Результаты измерений в модели контейнера образцов

	Параметры ДНА	Результаты измерений
	Реакция	М, мг N, ядер	А0, Бк nt	Сr	RR, эксп. (Р=1)	, %	Р/Э
1.1	115In(n,n')	238,95	773	0,99	8,39·10-18	8	0,91
	238U(n,f)	1,1 ·1017	2425*	0,98	1,24·10-17	8	0,97
	58Ni(n,p)	1228	24,2	0,95	3,85·10-18	7	1,00
	54Fe(n,p)	5752	4,58	0,97	2,9210-18	8	0,99
1.3	115In(n,n')	238,66	532	1,02	5,9510-18	7	0,90
	238U(n,f)	2,451017	3772*	1,04	9,2010-18	7	0,89
	237Np(n,f)	7,6141016	6095	1,08	4,9310-17	7	0,98
	236U(n,f)	1,191017	3266*	1,12	1,7010-17	7	0,99
	58Ni(n,p)	1205	16,3	1,06	2,5510-18	7	1,00
	54Fe(n,p)	4,106,9	1,85	1,05	1,8010-18	8	1,07
4.1	115In(n,n')	255,37	843	0,98	8,2310-18	6	0,81
	238U(n,f)	2,801017	6216*	0,95	1,2210-17	4	0,89
	237Np(n,f)	7,841016	9345*	0,98	6,6610-17	4	0,93
	236U(n,f)	6,301016	2894*	0,2	2,3610-17	5	0,91
	58Ni(n,p)	2423	104	0,99	3,2810-18	6	1,00
	32S	6,021021	56,4	0,97	2,1710-18	4	0,90
4.3	115In(n,n')	238,35	532	1,02	5,7310-18	8	0,83
	238U(n,f)	2,631017	3909*	1,08	9,2510-18	4	0,83
	237Np(n,f)	8,351016	6640*	1,04	4,7010-17	4	0,98
	58Ni(n,p)	2430	68,8	1,02	2,2210-18	5	1,00
	32S	6,021021	33,1	1,04	1,3710-18	4	0,96

*- n_t -число треков в детекторе осколков

В последнем столбце приведено отношение измеренных и расчётных данных. Можно отметить вполне удовлетворительное согласие между ними, если принять во внимание погрешности измерений и погрешности расчёта.

Ослабление потока быстрых нейтронов на толщине блоков образцов-свидетелей определим по отношению скоростей реакций, как эквивалента плотностей потока нейтронов. Усреднённое отношение скоростей реакций в поз.1.1/поз.1.3 равно R₁₁/R₁₃= 1,450,09. Для отношения поз.4.1/4.3 получим значение R₄₁/R₄₃= 1,460,10.

...