WWW.DISSERS.RU

БЕСПЛАТНАЯ ЭЛЕКТРОННАЯ БИБЛИОТЕКА

   Добро пожаловать!

 

Федеральное государственное унитарное предприятие “ ГНЦ РФ НИИАР”

На правах рукописи

УДК 621.039.5

Рязанов Дмитрий Константинович

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

Димитровград – 2008г.

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.

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 φ(Е, ι). 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 DSPECplus фирмы EG&ORTEC;
  • 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 Еi чувствительность ε(Еi)определяют по формуле:

ε(Еi)=Si⋅kсп⋅k1 k2 kсм k3⋅/ Pγ⋅tи⋅Ao⋅exp[-λ(to-ti)],                        (4)

где ε(Еi) –абсолютная чувствительность регистрации фотонов с энергией Еi;

Ао- активность калибровочного источника на момент аттестации tо, Бк;

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

tи - время измерений, Pγ -квантовый выход фотонов на распад;

ti - время начала измерения, с.

В зависимости от условий измерений вводят следующие поправки:

  • kсп -поправка на самопоглощение фотонов в материале источника;
  • k1-поправка на распад радионуклида во время измерения;
  • k2-поправка на просчёты измерительной аппаратуры;
  • kсм-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 ε(Еi) 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)

Искомые

параметры

Полиномы

n

(Е) = ePn(ln(E))

p0 , p1, …, pn

Рациональные

функции

n  и  m

(Е) = ePn(ln(E)) / Qm(ln(E))

p0 , p1, …, pn

q1 , q2, …, pm

Рекомендации

ГЕОХИ

отсутствуют

(Е) = exp(p0+ p1lnE+

p2ln2E+p3/E3

p0 , p1, p2, p3

Рекомендации

ВНИИФТРИ

Есш

(Е) =αEβ/eγ+δE, при E< Есш

(Е) =αEβ,

при E> Есш

α,β,γ,δ

2 параболы

Есш

(Е) = e p2(ln(E)) при E > Есш

(Е) = e Q2(ln(E)) при E < Есш

p0 , p1, p2,

q0 , q1, q2

Здесь Рn, Qm - полиномы n-й степени для переменной lnЕ. Степень полинома определяется при аппроксимации.  Коэффициенты полиномов- ро, р1,..., рn..

Есш - 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;

       ε (Еk) - массив экспериментальных точек при фиксированном значении энергии Еk;

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

       σ(Еk) - 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):

(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 φ(E) -спектр нейтронов, σ(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 φ0(Е), см-2⋅с-1⋅МэВ-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,γ)-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 φ(Е), интегральная плотность потока Ф(Е) и флюенс нейтронов F(Е) связаны с основными аттестованными характеристиками ОП φ0(Е) и Ф0(Е) и показанием монитора RM (активационный интеграл для конкретной реакции) или QM (число взаимодействий) с помощью аттестованного мониторного коэффициента kM :

φ(Е) = kM ⋅RM⋅φ 0(Е),                                        ( 8)

Ф(Е) = kм.Rм  Ф0(Е) ,                                        (9)

F(E) = kм Qм Ф0(Е)= kмRм τ0 Ф0(Е).                        (10)

Показания монитора определяют по измеренной активности Аt через промежуток времени τв после облучения монитора продолжительностью τ0 .

  ,                                        (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, α)

  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 RM для какой-либо реакции из таблицы 2. Эффективные сечения для конкретного спектра используют для расчёта интегрального потока выше пороговой энергии реакции по формуле Фi = Rм /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,)-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 [φ(E)⋅E, lg(E)] в сравнении со спектром деления 235U тепловыми нейтронами.

Рис.4.  Дифференциальные спектры в координатах [φ(E)⋅E,  lg(E)]:

-спектр деления урана тепловыми нейтронами;  -спектр ОП-4.

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

Плотность потока быстрых нейтронов Ф(Е0,1 МэВ)=(3,35·± 0,14) 1012см-2⋅с-1. Плотность потока нейтронов в интервале (0-0,5) эВ Фгр=(1,41± 0,06)⋅1013 см-2⋅с-1.

Плотность потока надтепловых нейтронов Фнт=(3,56± 0,18)⋅1011 см2⋅с-1.

Эффективная температура нейтронов рассчитана из данных по активации детекторов, включая реакцию 176Lu(n, ). 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,),  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,α), 93Nb(n, 2n), 90Zr(n, 2n). В области низких энергий измерены скорости для 11 (n,)- реакций при облучении в экранах из Al, B, Cd:  63Cu(n,), 197Au(n, γ), 59Co(n, γ), 58Fe(n, γ), 55Mn(n, γ), 93Nb(n, γ), 235U(n,f), 45Sc(n, ), 139La(n, ), 23Na(n, ), 115In(n, γ). 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

3,43⋅1014(±2,0)*

2,94⋅1014(±2,0)

7,40⋅1013(±2,0)

6,89⋅1013(±2,0)

Ф Т

2,70⋅1014(±2,0)

2,70⋅1014(±2,0)

7,06⋅1013(±2,0)

6,63⋅1013(±2,0)

ФНТ

4,03⋅1013(±4,0)

1,23⋅1013(±4,0)

1,74⋅1012(±4,0)

1,56⋅1012(±5,0)

Ф(≥0,1 МэВ)

5,79⋅1014(±9,0)

9,07⋅1013(±6,0)

9,68⋅1012(±6,0)

7,53⋅1012(±6,0)

Ф(≥0,5 МэВ)

3,38⋅1014(±5,0)

4,85⋅1013(±3,0)

4,73⋅1012(±3,0)

4,03⋅1012(±3,0)

Ф(≥1,0 МэВ)

2,02⋅1014(±2,0)

2,66⋅1013(±3,0)

2,60⋅1012(±3,0)

2,41⋅1012(±3,0)

Ф(≥3,0 МэВ)

4,00⋅1013(±5,0)

5,29⋅1012(±3,0)

5,51⋅1011(±2,0)

5,51⋅1011(±2,0)

Ф(0÷20 МэВ)

1,56⋅1015(±5,0)

5,49⋅1014(±5,0)

1,04⋅1014(±5,0)

9,43⋅1013(±5,0)

*В скобках приведена погрешность измерения в процентах.

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.

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.

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 RAl/RCd- 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, γ)

1,3 (2,5)

2 (3,2)

2,23 (4,8)

2,9 (5,4)

59Co(n, γ)

3,6 (12,4)

9,3 (18)

11,5 (32)

17,5 (37,5)

115In(n, γ)

1,3 (2,4)

2 (3)

2,2 (4,4)

2,9 (5,1)

63Cu(n, γ)

6,5 (24)

16,5 (40)

21,6 (68)

33,7 (80)

58Fe(n, γ)

6,3 (22)

15,4 (35)

20 (60)

30 (80)

55Mn(n, γ)

6,8 (24)

16,7 (38)

21,6 (65)

32,7 (80)

93Nb(n, γ)

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, γ)

15 (53)

38 (77)

47 (129)

72 (155)

Для реакций 58Fe(n,γ), 93Nb(n,γ), 59Co(n,γ), 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; Δ-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; Δ- 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

4,62⋅1014  (±3)

2,98⋅1014  (±3)

1,04⋅1014  (±3)

8,16⋅1013  (±3)

Ф Т

3,58⋅1014(±4)

2,67⋅1014(±3)

9,47⋅1013(±3)

7,67⋅1013(±3)

ФНТ

4,73⋅1013(±4)

1,38⋅1013(±3)

4,04⋅1012(±4)

2,12⋅1012(±3)

Ф(≥0,1 МэВ)

7,05⋅1014(±8)

8,79⋅1013(±7)

1,66⋅1013(±8)

8,17⋅1012(±8)

Ф(≥0,5 МэВ)

3,93⋅1014(±5)

4,73⋅1013(±5)

8,80⋅1012(±6)

4,20⋅1012(±6)

Ф(≥1,0 МэВ)

2,32⋅1014(±4)

2,72⋅1013(±5)

5,09⋅1012(±3)

2,40⋅1012(±3)

Ф(≥3,0 МэВ)

4,82⋅1013(±3)

5,48⋅1012(±3)

1,03⋅1012(±2)

4,81⋅1011(±3)

Ф(0÷20 МэВ)

1,99⋅1015  (±6)

5,50⋅1014  (±9)

1,63⋅1014  (±7)

1,12⋅1014  (±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

1,13⋅1015(±4)

3,28⋅1014(±3)

9,48⋅1013(±3)

6,00⋅1013(±3)

Ф Т

1,04⋅1015(±3)

3,08⋅1014(±3)

9,13⋅1013(±3)

5,81⋅1013(±3)

ФНТ

3,91⋅1013(±3)

8,23⋅1012(±3)

1,44⋅1012(±3)

7,70⋅1011(±3)

Ф(≥0,1 МэВ)

4,70⋅1014(±16)

4,09⋅1013(±12)

5,47⋅1012(±14)

2,93⋅1012(±16)

Ф(≥0,5 МэВ)

2,48⋅1014(±16)

2,58⋅1013(±10)

3,44⋅1012(±12)

1,86⋅1012(±15)

Ф(≥1,0 МэВ)

1,43⋅1014(±10)

1,65⋅1013(±7)

2,27⋅1012(±8)

1,25⋅1012(±10)

Ф(≥3,0 МэВ)

3,13⋅1013(±3)

3,57⋅1012(±3)

5,40⋅1011(±4)

2,93⋅1011(±5)

Ф(0÷20 МэВ)

2,16⋅1015(±11)

4,47⋅1014(±7)

1,14⋅1014(±12)

7,05⋅1013(±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

2,205⋅1015  (±4)

1,930⋅1015  (±4,5)

1,458⋅1015  (±4)

Ф Т

1,983⋅1015  (±4)

1,800⋅1014  (±4,5)

1,207⋅1015  (±4)

ФНТ

1,024⋅1014  (±4,5)

1,029⋅1014  (±5)

1,092⋅1014  (±4,5)

Ф(≥0,1 МэВ)

1,228⋅1015  (±12)

1,300⋅1015  (±9)

1,522⋅1015  (±9)

Ф(≥0,5 МэВ)

7,359⋅1014  (±8)

7,754⋅1015  (±8)

8,874⋅1014  (±7)

Ф(≥1,0 МэВ)

4,661⋅1014  (±3)

4,940⋅1015  (±4)

5,591⋅1015  (±3)

Ф(≥3,0 МэВ)

9,706⋅1013  (±4)

1,082⋅1015  (±4)

1,224⋅1015  (±4)

Ф(0-20 МэВ)

5,030⋅1015  (±8)

4,960⋅1015  (±6)

4,977⋅1015  (±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

2,236⋅1014 (±6,5)

2,690⋅1014 (±7)

1,195⋅1015 (±5)

Ф Т

1,000⋅1014 (±8)

1,004⋅1014 (±9)

1,138⋅1015 (±4)

ФНТ

6,911⋅1013 (±4)

9,085⋅1013 (±6)

3,508⋅1013 (±4)

Ф(≥0,1 МэВ)

1,543⋅1015 (±8)

2,310⋅1015 (±10)

4,140⋅1014 (±8)

Ф(≥0,5 МэВ)

1,080⋅1015 (±6)

1,628⋅1015 ( ±7)

2,434⋅1014 (±5)

Ф(≥1,0 МэВ)

7,615⋅1014 (±3)

1,151⋅1015 (±5)

1,484⋅1014 (±3)

Ф(≥3,0 МэВ)

1,850⋅1014 (±3)

2,835⋅1014 (±3)

3,062⋅1013 (±3)

Ф(0-20 МэВ)

2,952⋅1015 (±8)

4,210⋅1015 (±8)

2,135⋅1015 (±8)

Примечание. В скобках приведена неопределённость измерений  в процентах.

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; Δ--ячейка 21 ЦБТМ; ×-канал 5 (вода); --ο--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

2,26⋅1015 (± 4)

2,12⋅1015 (±3)

1,83⋅1015 (±4)

Ф Т

1,96⋅1015  (± 3)

1,61⋅1015  (± 3)

1,59⋅1015  (± 3)

ФНТ

1,31⋅1014 (± 3)

1,00⋅1014  (± 3)

1,23⋅1014  (± 3)

Ф(≥0,5 МэВ)

8,00⋅1014  (± 3)

8,23⋅1015  (± 4)

8,92⋅1015  (± 4)

Ф(≥1,0 МэВ)

5,12⋅1014  (± 3)

5,26⋅1014  (± 3)

5,66⋅1014  (± 3)

Ф(≥3,0 МэВ)

1,09⋅1014  (± 3)

1,13⋅1014  (± 3)

1,20⋅1014  (± 3)

Ф(0-20 МэВ)

4,92⋅1015 (± 7)

4,94⋅1015 ( ± 7)

4,88⋅1015  (± 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. Через~8 лет облучения накопленный флюенс на образцах – свидетелях (и на стенке реактора) составил 1,13⋅1019 см-2 для Е≥1,0 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, α), 93Nb(n, 2n). Неопределённость измерений получена в интервале 6-12 %.

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

Ф(Е≥0,5 эВ)=2,12⋅1013 см-2⋅с-1.

Интегральная плотность потока для пороговой энергии 3 МэВ равна:

Ф(Е≥3,0 МэВ)=(1,03. ± 0,15)⋅109 см-2⋅с-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, α), 51V(n, α), 51V(n, α), 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-2⋅с-1. Для других пороговых энергий получено:

Ф(Е≥0,1 МэВ)=1,71⋅1015 ± 10 % см-2⋅с-1.

Ф(Е≥3,0 МэВ)=1,03⋅1014 ± 8 % см-2⋅с-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; ο-Д-23, Δ-деления235U(n,f)

В скорости (n,γ)-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,γ), 58Ni(n,p), 27Al(n,α).

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 2,09⋅1015 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 (Е>3МэВ) 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 Eγ=311 кэВ 233Pa, продукта α-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,), 64Zn(n,), 204Pb(n,2n), 93Nb(n,n’), 232Th(n, )233Pa, 238U(n, ), 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 (T1/2=40,272 час, Еγ =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: 9,17⋅10-13, 6,86⋅10-13 , 3,87⋅10-13 , 1,61⋅10-13 , 1,18⋅10-13 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 σэф рассчитывались с помощью сечений реакций из стандартизованных библиотек, входящих в программный комплекс “MIXER” . Неопределённость θσ  включала погрешность исходных сечений и разброс значений σэф 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

σэф+, мб

θσ, %

Км

93 Nb(n, n’)

1,0

214

4,0

0,901⋅1024

58Ni(n, p)

2,5

365

3,0

1,872⋅1024

54Fe(n, p)

3,0

396

3,0

2,501⋅1024

46Ti(n, p)

4,6

153

3,5

2,135⋅1025

63Cu(n, )

7,0

41,4

3,5

4,680⋅1026

89Y(n,2n)

12,7

924

3,0

1,531⋅1027

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·(E), lgE) приведены на рис. 12 в сравнении со спектром деления 235U(n,f). Здесь (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·(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,), что повышает избирательность анализа. Заметный вклад в активацию вносят и другие типы реакций: (n,n’), (n,p), (n,2n), (n,α). 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-2⋅с-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 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 Еп>1 МэВ. Скорость реакции 54Fe(n,p) соответствует потоку при Еп>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,)-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-2⋅с-1

Параметр,

см-2⋅с-1

Поз.13-14

Поз.23-24

Поз. 33-34

Поз. 43-44

Ф( Е≥0,1 МэВ)

9,79⋅1012

1,95⋅1012

7,95⋅1010

1,50⋅1010

Ф(E>0,5 МэВ)

5,29⋅1012

8,25⋅1011

3,71⋅1010

7,02⋅109

Ф( Е≥1,0 МэВ)

2,86⋅1012

3,80⋅1011

1,61⋅1010

3,30⋅109

Ф(E>3,0 МэВ)

(5,06±0,15)1011

(4,63±0,12)1010

(2,12±0,12)109

3,19⋅108

На внешней поверхности корпуса реактора ВВЭР-400 максимальная скорость накопления флюенса нейтронов (Еп 0,5 МэВ) составляет около 4,5⋅1010 см-2⋅с-1, а для реактора ВВЭР-1000 она оценивается значением 6⋅109 см-2⋅с-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

1,0010-8( ±4,0)

6,46 10-9(± 4,0)

1

8,4410-9(± 4,0)

6,01 10-9(± 4,0)

2

7,3710-9(± 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,γ)-реакций в каналах Т-0, Т-1

(активационные детекторы без экрана и с экраном из кадмия)

Реакция

Т-0

RR, с-1

Т-1

RR, с-1

Т-0 (Cd)

RR, с-1

Т-1 (Cd)

RR, с-1

176Lu(n,γ)

2,00·10-12


7,51 10-14


115In(n,γ)

2,84·10-13

3,95 10 –14

1,78 10-13


197Au(n,γ)

1,62·10-13

2,11 10 –14

1,25 10-13

7,24 10-15

93Nb(n,γ)

1,20·10-15




139La(n,γ)

4,72·10-15


1,02 10-15


59Co(n,γ)

1,76·10-14

4,72 10-15

5,83 10-15

2,23 10-16

63Cu(n,γ)

2,32·10-15

6,79 10-16

4,61 10-16

2,47 10-17

23Na(n,γ)

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,γ)

3,40 10-15

9,31 10-16

5,95 10-17

Для канала Т-0 получены значения следующих параметров.

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

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

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

-температура нейтронного спектра Т = 320 К.

Для канала Т-1:

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

-плотность потока в интервале энергии (0-0,5) эВ Фгр = (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(En) = F(En) / F(En >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)

δ, %

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

*- nt -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= 1,45±0,09. Для отношения поз.4.1/4.3 получим значение R41/R43= 1,46±0,10.

Расчеты методом сопряженного синтеза ASYNT с использованием констант BUGLE-96 и BGL-1000 дали значения 1,47 и 1,45, соответственно. Расчеты по программе MCU-REA с библиотекой констант DLC/MCUDAT-2.1 показали меньшие значения 1, 41 и 1,33. Полученные результаты представлялись в работах [35, 36].

Заключение

Настоящая диссертационная работа посвящена разработке и внедрению методов спектрометрии и дозиметрии нейтронов на исследовательских реакторах НИИАР.

Методические, технические и программные разработки объединены в единый комплекс, на основе которого решаются задачи по обеспечению нейтронной дозиметрии на исследовательских реакторах различных типов. Основное практическое применение новые методические разработки нашли в организации на современном научно-техническом уровне дозиметрического сопровождения материаловедческих и реакторных экспериментов.

Новыми результатами являются.

  1. Разработка методологии нейтронно-дозиметрического сопровождения реакторных испытаний на исследовательских реакторах различных типов на основе принципа единства нейтронных измерений и реализацию его в материаловедческих и реакторных исследованиях.
  2. Разработка проблемно–ориентированного комплекса образцовых средств измерений активности и методик их  применения с расчётно-экспериментальным обоснованием метрологических характеристик на основе требований Госстандарта.
  3. Создание системы опорных  нейтронных полей  в качестве образцовых средства измерений на реакторах различных типов.
  4. Разработка методического и программного обеспечения для получения полного набора нейтронно-физических характеристик на исследовательских реакторах.
  5. Впервые выполненного эксперимента по спектрометрии нейтронов в самых высокопоточных каналах реактора СМ (в активной зоне и в нейтронной ловушке).
  6. Результаты впервые выполненного широкомасштабного эксперимента в активной зоне и боковом экране реактора на быстрых нейтронах БОР-60 с получением полного набора нейтронно-физических характеристик.
  7. Создание базы экспериментальных данных для реакторов СМ и БОР-60 с целью верификации новых методов расчёта, расчётных программ и констант.
  8. Решение экспериментальным и расчётным методом нейтронно-дозиметрической задачи по достоверному определению флюенса нейтронов в заданной точке массива корпусной стали устройства КОРПУС, размещённого на реакторе РБТ-6 и предназначенного для изучения радиационного охрупчивания стали. корпусов зарубежных и российских реакторов ВВЭР.
  9. Выполнение программы активационных и трековых измерений на макете реактора ВВЭР-1000 в условиях экстремально низких потоков нейтронов с получением набора экспериментальных нейтронно-физических характеристик.

10. Разработка автором методики определения флюенса нейтронов по реакции 93Nb(n,n’)93mNb, в которой не требуется растворения детектора из ниобия, отличающаяся от прежних  лучшей точностью и оперативностью.

Работа по совокупности, является решением крупной научно-технической проблемы “Нейтронная дозиметрия на исследовательских реакторах”, имеющей большое значение для радиационного материаловедения и реакторной физики.

Список основных публикаций по теме диссертации

1. Куприенко В.А., Маркина Н.В., Поварова Е.В., Рязанов Д.К., Старостов Б.И. Система обеспечения внутриреакторной дозиметрии материаловедческих испытаний на реакторах СМ-2 и РБТ-6.//Атомная энергия, 1988.Т.65, Вып.1. С. 60-62.

2. Бойцов А.А., Куприенко В.А., Маркина Н.В., Рязанов Д.К. Сравнительные измерения флюенса нейтронов в реакторе РБТ-6. // Атомная энергия, 1990, Т. 68, Вып.6. С. 452-454.

3. Бойцов А.А., Маркина Н.В., Рязанов Д.К. Павлов В.В. Методика измерения абсолютной гамма-активности детекторов нейтронного потока: Препринт. НИИАР-24(827). Димитровград, 1991.

4. Рязанов Д.К., Личадеев В.В. Расчётно-экспериментальное обоснование метрологических характеристик спектрометра гамма-излучения с полупроводниковым детектором ДГДК-50Б. // Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ РФ  НИИАР, 2001. Вып.4. С.56-73.

5. Рязанов Д.К., Личадеев В.В., Расчётно-экспериментальное обоснование метрологических характеристик спектрометра гамма-излучения с полупроводниковым детектором GEM-25185-P. // Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 2006. Вып. 3  С. 61-71.

6. Личадеев В.В, .Маркина Н.В, Рязанов Д.К., Теллин А.И., Павлов В.В., Шиманский Г.А. Экспериментальные работы в обоснование аккредитации Метрологического центра. нейтронных измерений // Сборник  трудов. Димитровград: ГНЦ РФ  НИИАР, 1996. Вып.4. С. 18-25.

7. Рязанов Д.К., Личадеев В.В., Павлов В.В., Шиманский Г.А., Чернышёва Т.И. Метрологические характеристики опорного нейтронного поля на реакторе РБТ-6. Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ РФ  НИИАР, 2006. Вып.3 . С.51-61.

8. Рязанов Д..К., Басова Б.Г., Захарова В.П., Коростылёв В.А., Рабинович А.Д., Нефёдов В.Н. Двойная ионизационная камера для изучения спектров осколков.  // Приборы и техника эксперимента, 1975. № 4, С. 46-49.

9. Рязанов Д.К. Способ определения направления движения заряженных частиц в ионизационной камере с плоскопараллельными электродами. Авторское свидетельство № 497940 от 8 июля 1974 г.

10. Рязанов Д.К, Голушко В.В., Коростылёв В.А Спектрометрия осколков деления с помощью импульсного токового режима ионизационной камеры. Препринт. НИИАР П-254. Димитровград, 1975.

11. Tellin A.I.,  Ryasanov D.K., Markina N.V. .Stady of the 93Nb(n,n’)93mNb Reaction in fast Reactor Neutron Spectra. Proceedings of 9th International Symposium on Reactor Dosimetry. Prague, Czech Republic, 2-6 September, 1996. Eds. Hamid Ait Abderrahim, Pierre D’hondt, Bohumil Osmera. World Scientific, 1998, P. 698-705.

12. Tellin A.I., Ryasanov D.K., Markina N.V. Measurement of Mass Atenuation Coefficient of 92mNb and 93mNb X-radiation in Metallic Niobium. Proceedings of 9th International Symposium on Reactor Dosimetry. Prague, Czech Republic, 2-6 September, 1996. Eds. Hamid Ait Abderrahim, Pierre D’hondt, Bohumil Osmera. World Scientific, 1998, P. 230-236.

13. Рязанов Д.К., Теллин А.И., Маркина Н.В. Измерение массового коэффициента ослабления рентгеновского излучения радионуклидов 92mNb, 93mNb в металлическом ниобии.//. Сер. Ядерные константы,1994. Вып. 3-4. С. 82.

14. Shimansky G.A., Markina N.B., Ryazanov D.K. Development of the Mathematical Apparatus for Modelling Isotope Composition Change in Structural Materials at the Influence of Reactor Irradiation. Proceedings of the 15-th IMACS WORLD Congress, Berlin, 1996. P. 251-260.

15. Покровский А.С., Казаков. В.А., Сандаков В.С., Гончаренко Ю.Д., Чакин В.П., Рязанов Д.К., Фабрициев С.А., Барабаш В.Р. Влияние нейтронного спектра на физико-механические характеристики медных сплавов дисперсионно-стареющего типа при облучениях в реакторах СМ-2 и БОР-60 // ВАНТ. Сер. Материаловедение и новые материалы,1992, вып. 2 (46). С.41-50.

16 Шиманский Г.А.,Маркина Н.В., .Рязанов Д.К. Расчётно-экспериментальное обоснование испытания медных сплавов для термоядерных реакторов в исследовательских реакторах деления // ВАНТ. Сер. Ядерная техника и технология, 1995. Вып.1, С.41-49.

17. .Куприенко В.А., Маркина Н.В., Рязанов Д.К., Бойцов А.А., Хайруллин В.Г., Ярына В.П., Григорьев Е.И., Трошин В.С., Мелехин Ю.А. Исследование энергетических спектров нейтронов в испытательных каналах реактора СМ-2. // Тез. докл. Пятого Всесоюзного совещания по метрологии нейтронного излучения на реакторах и ускорителях.3-7 декабря 1990г. М.,1990.С.166.

18. Markina N.V., Ryasanov D.K., Tellin A.I. , Lichadeev V.V., Pavlov V.V., Pimenov V.V., Vaneev Yu.E., Bulycheva L.V., Tsykanov V. A., Bryzgalov V.I., Gomin E.A., Glushkov A.E., Kalugin M.A., Zaritsky S.M. The Experimental and Calculational Investigation of Radiation Fields in SM High Flux  Research Reactor. Proceedings of 9th International Symposium on Reactor Dosimetry. Prague, Czech Republic, 2-6 September, 1996. Eds. Hamid Ait Abderrahim, Pierre D’hondt, Bohumil Osmera. World Scientific, 1998. P. 110.-117.

19. Маркина Н.В., Лебедева Е.Е., Рязанов Д.К. Информационная система «Исследовательские реакторы России. Фактографические данные и экспериментальные возможности» (ИС РЭМ). // Физика и техника реакторов. Материалы ХХХIV  зимней школы. Санкт-Петербург, ПИЯФ, 2000. С. 72.

20. Рязанов Д.К., Личадеев В.В., Тихончев М.Ю., Чернышёва Т.И. Спектрометрия нейтронного поля в ячейках нейтронной ловушки реактора СМ. Сборник трудов НИИАР,2003. Вып. 4. С. 53-62.

21. Личадеев В.В., Рязанов Д.К., Тихончев М.Ю., Шиманский Г.А. Ретроспективная дозиметрия корпуса СМ. Сборник трудов  НИИАР, 2004,  вып. 3, С. 49-57.

22. Рязанов Д.К., Теллин А.И., Яковлева И..В.,Гаджиев Г.И., Маркина Н.В. Расчетно-экспериментальные исследования спектра энергий нейтронов и скоростей реакций неделящихся нуклидов в ячейке Д-23 реактора БОР-60//. ВАНТ. Сер. Ядерная техника и технология, 1993. Вып. 1.С. 3-13.

23. Андрейчук Л.М., Коростылёв в.А., Нефёдов В.Н., Рязанов Д.К., Cемёнов А.Ф., Старостов Б..И. Измерение спектров мгновенных нейтронов деления  U-233, U-235, Pu-239 тепловыми нейтронами относительным и абсолютным  методом. // В сб.:Нейтронная физика. М.: ЦНИИатоминформ, 1976,  ч. 5,  С. 120-124.

24. Андрейчук Л.М., Басова Б.Г., Коростылёв В.А., Нефёдов В.Н., Рязанов Д.К. Измерение средних энергий спектров нейтронов деления  U-233,  U-235, Pu-239  относительным методом // “Атомная энергия”, 1977. Т. 42,  вып.1.  С. 23-25.

25. Замятнин Ю.С., Басова Б.Г., Коростылёв В.А., Рабинович А.Д., Рязанов Д.К  О мгновенных нейтронах деления тяжёлых ядер. // “Ядерная физика”, 1979. T. 29. Вып. 3. С. 595-603.

26. Замятнин Ю.С., Басова Б.Г., Коростылёв В.А., Рабинович А.Д., Рязанов Д.К Нейтроны, испущенные осколками спонтанного деления 252Cf и деления 239Pu  тепловыми нейтронами.  // Атомная энергия, 1979. Т. 46. Вып.4. С. 240-246.

27. А.И. Теллин, Д.К. Рязанов, Н.В. Маркина, Г.И. Гаджиев. Экспериментальное изучение пространственно-энергетического распределения нейтронов в реакторе БОР-60. Препринт. НИИАР-1(853). Димитровград, 1996.

28. Теллин А.И., Рязанов Д.К., Яковлева И.В., Ярославцева Л.Н., Маркина Н.В., Гаджиев Г.И. Верификация программных комплексов по результатам экспериментального исследования спектров нейтронов в боковом экране реактора БОР-60 // ВАНТ. Сер. Ядерная техника и технология, 1995. Вып.1. С. 49-61.

29. Naumov A.P., Nikolaenko O.K., Markina N.V., Ryasanov D.K., Ganzha A.P., Vonsovich S.V. Analytical Possibilities of BOR-60 Reactor // Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry. Vol. 167,  No.1 (1993). P. 23-30.

30. N.V.Markina, D.K.Ryasanov, A.I.Tellin, V.V.Lichadeev V.V.Pavlov, V.A.Tsikanov, S.M.Zaritsky, E.B.Brodkin, A.L.Egorov, H.Nolthenius, A.Paardekooper, W.P.Voorbraak, H. At Abderrahim, I.Stephan, T.Sern, B.Baers. Experimental and Calculation Characterisation of the Irradiation Facility KORPUS (Preliminary Results),  Proceedings of the 9th International Symposium on Reactor Dosimetry, September 2-6, 1996, Prague, Czech Republic, Eds. H.Ait Abderrahim, P.D'Hondt, B.Osmera. World Scientific Publishing, Singapore (1998) ISBN 981-02-3346-9, p.423-430.

31. Markina N.B., Ryazanov D.K., Tellin A.I., Lichadeev V.V., Pavlov V.V., Tsikanov V.A., H.Ait Abderrahim, P.Vanmechelen, A.Paardekooper, W.Voorbraak, H.Nolthenius, T.Seren, I.Stephan, S.Zaritsky. International Neutron Dosimetry Characterisation at KORPUS Facility: Inter-Laboratory Dosimetry Calibration Results. 1998, ANS. Radiation Protection and Shielding Division Topic Conferenc. Procceding v.1, April 19-23, 1998, Nashville, Tennesse, USA. Pp.316-323.

32. Рязанов Д.К., Личадеев В.В. Результаты международных дозиметрических сличений в 3-м ряду стенда КОРПУС  // Тез. докл. ХII ежегодная конференция Ядерного Общества России “Исследовательские реакторы: :наука и высокие технологии“. Димитровград, 25-29 июня 2001 г. Димитровград: НИИАР, 2001. С. 250.

33. Рязанов Д.К., Личадеев В.В., Тихончев Ю.М., Лебедева Е.Е. Обеспечение нейтронно-дозиметрического сопровождения материаловедческих экспериментов на стенде КОРПУС. // Сб. трудов. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 2002. Вып. 2. С. 48-59.

34. Рязанов Д.К., Личадеев В.В., Тихончев М.Ю. и др. Метрологическое обеспечение нейтронной  дозиметрии на стенде КОРПУС (РБТ-6). // Сб. реф. семинара “Вопросы создания новых методик исследований и испытаний, сличительных экспериментов, аттестации и аккредитации“. Димитровград, 12-13 ноября  2001,. Димитровград: НИИАР, 2002. С. 112-114.

35. Zaritsky S.M., Brodkin E.B., Vikhrov V.I., .L.Egorov A.L., Erak D.Yu., Markina N.V., Ryasanov D.K., Lichadeev V.V., Tellin A.I., Lomakin S.S., Grigoriev E.I., Osmera B., Posta S.,Jansky B.,Novak E., Cvachovec F.,Tiller P. Dosimetry Experiments on WWER-1000 MOCK-UP with Model of Irradiation Rig of Novo Voronezh Unit 5 WWER-1000 Reactor Dosimetry in the 21 st Century. Proceedings of the 11 th International Symposium on Reactor Dosimetry. Brussels, Belgium, 18-23 August 2002. Eds. Jan Wagemans, Hamid Ait Abderrahim, Pierre D’hondt, Charles De Raedt. World Scientific, 2003, P. 405-411.

36. Zaritsky S. M., Alekseev N. I., Bolshagin S. N., Ryazanov D. K., Lichadeev V. V, Osmera B., Cvachovec F. WWER-1000 Core and Reflector Parameters Investigation in the LR-0 Reactor. Report of Canadian Nuclear Society. Vancouver, BC, Canada, 2006 September 10-14.






© 2011 www.dissers.ru - «Бесплатная электронная библиотека»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.