Создание и применение системы нейтронно-дозиметрического сопровождения экспериментов на исследовательских реакторах (стр. 4 )

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: à-ячейка 2 ЦБТМ; ·-ячейка 8 ЦБТМ; D--ячейка 21 ЦБТМ; ´-канал 5 (вода); --o--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(³0,5 МэВ)	8,00×1014 (± 3)	8,23×1015 (± 4)	8,92×1015 (± 4)
Ф(³1,0 МэВ)	5,12×1014 (± 3)	5,26×1014 (± 3)	5,66×1014 (± 3)
Ф(³3,0 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 Е³1,0 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, a), 93Nb(n, 2n). Неопределённость измерений получена в интервале 6-12 %.

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

Ф(Е³0,5 эВ)=2,12×1013 см-2×с-1.

Интегральная плотность потока для пороговой энергии 3 МэВ равна:

Ф(Е³3,0 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, a), 51V(n, a), 51V(n, a), 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(Е³0,1 МэВ)=1,71×1015 ± 10 % см-2×с-1.

Ф(Е³3,0 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; o-Д-23, D-деления235U(n, f)

В скорости (n, g)-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, g), 58Ni(n, p), 27Al(n, a).

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 Eg=311 кэВ 233Pa, продукта a-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,γ), 64Zn(n,γ), 204Pb(n,2n), 93Nb(n, n’), 232Th(n, γ)233Pa, 238U(n, γ), 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, Еg =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 sэф рассчитывались с помощью сечений реакций из стандартизованных библиотек, входящих в программный комплекс “MIXER” . Неопределённость qs включала погрешность исходных сечений и разброс значений sэф 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	sэф+, мб	qs, %	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.