Создание и применение системы нейтронно-дозиметрического сопровождения экспериментов на исследовательских реакторах (стр. 5 )

Дифференциальные спектры нейтронов для пяти ячеек в координатах (E·φ(E), lgE) приведены на рис. 12 в сравнении со спектром деления 235U(n, f). Здесь φ(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·φ(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,γ), что повышает избирательность анализа. Заметный вклад в активацию вносят и другие типы реакций: (n, n’), (n, p), (n,2n), (n, a). 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 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-мм) и ВВЭР-1мм). 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

10 мм PB

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.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.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 амп, 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

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,γ)-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( Е³0,1 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( Е³1,0 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.