Создание и применение системы нейтронно-дозиметрического сопровождения экспериментов на исследовательских реакторах (стр. 7 )

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

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

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

-температура нейтронного спектра Т = 320 К.

Для канала Т-1:

-плотность потока тепловых нейтронов Фth = (1,08± 0,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)	d, %	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. , , К., Старостов обеспечения внутриреакторной дозиметрии материаловедческих испытаний на реакторах СМ-2 и РБТ-6.//Атомная энергия, 1988.Т.65, Вып.1. С. 60-62.

2. , , Сравнительные измерения флюенса нейтронов в реакторе РБТ-6. // Атомная энергия, 1990, Т. 68, Вып.6. С. 452-454.

3. , , К. Павлов измерения абсолютной гамма-активности детекторов нейтронного потока: Препринт. НИИАР-24(827). Димитровград, 1991.

4. К., Личадеев ётно-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. К., , 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. В, . В, К., , Шиманский работы в обоснование аккредитации Метрологического центра. нейтронных измерений // Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1996. Вып.4. С. 18-25.

7. К., , Чернышёва характеристики опорного нейтронного поля на реакторе РБТ-6. Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 2006. Вып.3 . С.51-61.

8. .К., , А., , Нефёдов ионизационная камера для изучения спектров осколков. // Приборы и техника эксперимента, 1975. № 4, С. 46-49.

9. К. Способ определения направления движения заряженных частиц в ионизационной камере с плоскопараллельными электродами. Авторское свидетельство № 000 от 8 июля 1974 г.

10. Рязанов Д. К, , 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. К., , Маркина 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. , Казаков. В. А., , П., К., , Барабаш 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, выпС.41-50.

16 ,, . 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. ., , К., , Мелехин 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. , , 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. К., , Чернышёва нейтронного поля в ячейках нейтронной ловушки реактора СМ. Сборник трудов НИИАР,2003. Вып. 4. С. 53-62.

21. , К., , Шиманский дозиметрия корпуса СМ. Сборник трудов НИИАР, 2004, вып. 3, С. 49-57.

22. , , .В.,, Маркина -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. , Коростылёв в. А., Н., К., Cемёнов А. Ф., .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. , , А., Н., 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. , , А., , К О мгновенных нейтронах деления тяжёлых ядер. // “Ядерная физика”, 1979. T. 29. Вып. 3. С. 595-603.

26. , , А., , К Нейтроны, испущенные осколками спонтанного деления 252Cf и деления 239Pu тепловыми нейтронами. // Атомная энергия, 1979. Т. 46. Вып.4. С. 240-246.

27. , , . Экспериментальное изучение пространственно-энергетического распределения нейтронов в реакторе БОР-60. Препринт. НИИАР-1(853). Димитровград, 1996.

28. , , , Гаджиев 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. Aït Abderrahim, I. Stephan, T. Serén, 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 -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. К., Личадеев 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. К., , Лебедева нейтронно-дозиметрического сопровождения материаловедческих экспериментов на стенде КОРПУС. // Сб. трудов. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 2002. Вып. 2. С. 48-59.

34. , , 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.