Спектрометрия нейтронов ядерно-физических установок интегрирующими детекторами тема автореферата и диссертации по физике, 01.04.01 ВАК РФ

рг6 од

П' ^^З . ■ - ' "

41 МОСКОВСКИЙ ОРДЕНА ТРУДОВОГО КРАСНОГО ЗНАМЕНИ ■ : : : . V гаЕ2КШ10^ЕШЗСК£Я ЙКСТЙ7У7

- ■■,",••:'-'•'■' ■-/ На празах рукописи

: УДК 539.1С7.4

ТРОИМИ Владимир Сергеевич

СПЕКТРОМЕТРИЯ НЕЙТРОНОВ ЯДЕРНО-ФИЗИЧЕСКИХ УСТАНОВОК КНТЕГРИРУОЦКШ ДЕТЕКТОРАМИ ( МЕТОДИЧЕСКОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ )

01.04.01 -техника физического-эксперимента, физика ' приборов, автоматизация физических коследовакгй

Автореферат

диссертации на соискание ученой степени доктора физико-математических наук

Автор

■Л

Москва

- 1993 г.

Работа выполнена в ордена Трудового Красного Знамени Московском лнненерко -физическом институте

OfristtiajibKbis оппоненты: '

доктор технических наук Брвгадзе Ю.И.

доктор физико-математических наук, профессор Матусевкч Е.С. ', доктор физжо-математических наук Трыков Л.А.;

"О;

Ведущая организация - Научно-исследовательский институт

атомных реакторов им. В.И. Ленина.

Защита состоится " -4 " . октября . 1933 г. в часов ,

на заседзк^',! специализированного совета Д053.03.05 ■•"'' _ в МИФИ по адресу : II5409, Москва, Каширское шоссе д.31 Ь -

С диссертацией мэжо ознакомится в библиотеке МИФИ.' Просим принять участие в работе Совета иди прислать отзыв в одном экземпляре, заверенный печатью организации.

дан 1993 г.

Автореферат разослан

Ученый секретарь

специализированного сов&та / ,— В.А."Клшанов

' ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность работы

Развитие ядерной энергетики привело к" созданию широкого класса ядерно-физических установок (ЯФУ), в основном использующих реакции деления тяжелых ядер. ЯФУ применяется как,для решения специфических вопросов ядерного рвакторостроения и фундаментальных нейтронных исследований, так.и в качестве 'источников нейтронов с высокой плотностью потока при решении лрикладаых физических и технологических задач. Применение реакторных ЯФУ стимулировало развитие самостоятельных направлений экспериментальной и радиационной физики, связанных с реакторным излучением : внутриреакторной дозиметрии, спектрометрии и метрологии реакторного излучения. Основной задачей, решаемой в рамках этих направлений, является определение характеристик поля нейтронов и фотонов для обеспечения информацией о радиационно-физичвском воздействии на обучаемые объекты, йа момент начала работы (1964 г) ни у нас в стране, ни за рубежом не были'разработаны надежные способы измерения спектров выеокоинтенсивных потоков нейтронов. Предложенные к тому времени методы спектрометрии не обеспечивали требуемой точности и воспроизводимости результатов. С другой стороны, без разработки методов определения энергетических спектров нейтронов ЯФУ невозможно проводить глубокие научные исследования по изучению воздействия реакторного излучения на материалы и. электронные приборы. Повышение точности измерения спекТроп в облучательных устройствах повышает точность прогнозирования срока службы корпусов реакторов и иных их конструкций, а следовательно уменьшает вероятность катастрофы или неоправданного сокращения срока службы многомиллионных блоков АЭС.

Цели настоящей работы заключались. :

- в оценке, расчете или измерении чувствительности детекторов (сечений взаимодействия), с учетом влияния их технической реализации;

- в разработке методик определения интеграла взаимодействия (отклика) детекторов, взаимосвязанных с общей постановкой задачи и учитывающих точностные, трудозатратные и метрологические аспекты;

в разработке методов (методик) получения спектральной информации, учитывающих потребности практики и возможности получения экспериментальной информации;

- в разработке средств измерений для определения характеристик спектра нейтронов и мер радиационного воздействия;

- в апробации разработанных методик и средств измерений на ЯФУ , различного типа.

Научная новизна работы :

- разработана проблемно-ориентированная библиотека сечений реакций, используемых в активационных измерениях, значительная часть полу- . чила статус ставдартизовзшьк и рекомендованных данных;

- предложен и реализован метод отношений кадмиевых отношений для измерения резонансных интегралов реакций захвата и деления;

- разработаны методики параметрического описания дифференциальных и интегральных спектров нейтронов, служащие как для подготовки априорных спектров, так и для получения результатов "восстановления";

- предложены и реализованы экспрессный метод "восстановления"

спектров быстрых нейтронов и модификации катода направленного расхождения; о

- разработан и реализован программно-вычислительный комплекс MIXER для "восстановления" спектров нейтронов из результатов измерений интегрирующими детектора!®, включающий библиотеки сечений и спектров и программы обработки и подготозки данных;

- разработаш средства измерений для определения концентрации смещений в стали и кремнии и определения плотности потока нейтронов с энергиями Л1.*_:Э 0.1, 0.3 и 0.5 К'аВ;

- предложен и реализован в виде программного комплекса метод определения спектров ТЯУ из результатов измерений активационными детектора:®;

- измерены спектры в облучательных устройствах реакторов разного типа, многие из которых получили статус образцовых источников и контролируемых полей, в том числе разработан образцовый источник ОИ-Р-27 на ИРТ Ж&.

Практическая ценность работы :

Предложенные в диссертации методики определения спектрзльных характеристик и спектров нейтронов отличаются надежностью, сравнительной простотой к низкой погрешностью. Комплексность в решении поставленной задачи позволяет использовать результаты работы целиком в метрологических лабораториях и группах на ЯФУ. Разработки по спектрометрии нейтронов ТЯУ могут быть использованы в нейтронной диагностике плазмы на действующих и проектируемых установках. Предложенные методики моделирования средств измерений для косвенного определения мер радиационного повреждения могут бьггь использованы для метрологического обеспечения радиационных испытаний при отсутствии развитой, метрологической базы. Результаты измерений и расчета интегральных характеристик сечений, оцененные сечения используются при разработке

стандартизованных данных для кейтронно-эктивационных измерений. Исследованные спектры реакторных нейтронов обеспечили создание образцовых. источнизгов и контролируемых полей нейтронов ка ряде рооктороз. На основе разработок автора изготовлен и выпущен малой серией золный активациошый спектрометр-дозиметр ЗАСАДА.

Личный вклад автора :

- разработана библиотека пробломю-орпснтироваштш св-чогяй реакции, для нейтронно-активанионных измерений;

- разработаны методические вопросы, связанные с применением обросцо-вых средств измерений к при непосредственном участии автора созданы образцовые средства измерений активности (KK0-II-I2, ССУ-11-Ifi) и плотности потока нейтронов (ОК-Р-27);

- предложен и реализован способ моделирования средств измерс-жл для косвенного определения концентрации смешений в материалах и клот-ности потока нейтронов с.энергиями визе 0.1, 0.3 и С.5 .«а В;

•- предложены и реализованы параметрические аппроксимации спектров надтепловых и интегральных спектров быстрых нейтронов;

- предложен и реализован алгоритм экспрессного метода для "восстановления" спектров быстрых нейтронов, при участии автора разработаны модификации метода направленного расхождения;

- разработана методика и алгоритмы для "восстановления" спектров нейтронов ТЯУ;

- предложен и реализован ирограммно-вычкелктольный комплекс MIXER, для "восстановления" спектров реакторных нейтронов кз результатов активацконных измерений;

- при непосредственном участии автора - измерены спектры в облучатель-ных устройствах реакторов различного типа.

На защиту выносятся :

- оцененные сечения ряда реакций,'включенные в состав стаодартизо-. ванных ( ГСССД 131-89 ) и рекомендованных данных;

- метод отношений кадмиевых отношений для измерения резонансных интегралов; ...

~ параметрические методы представления спектров надтепловых' нейтронов и интегральных спектров быстрых нейтронов;

- алгоритм экспрессного метода "восстановления" спектров быстрых нейтронов, позволяющий применять малые наборы детекторов;

- модификации метода направленного расхождения;

- косвенные методы определения концентрации смещений з различных материалах и плотностей потоков нейтронов с энергиями 0.1, 0.3 ц

- ç -

0.5 ?,ьв; • •

- програ.:?.:ко-вшисжггельньй комплекс MIXER • включающий библиотеку сечзш-й реакции MXR » библиотеку - априорных спектров РСФ-89, прог-

обработки к подготовки экспериментальных дшшых и программу "вое.стапо1щ»нкя" спектров нейтронов;

■ i/f-.тод Ii программа определения спектров на установках, реализующих синтез ядер (ТЯУ); ' "

- результаты конкретных измерений спектров : образцовый источник

нейтронов на ИРГ 1ШИ, реакторы АРГУС и КР-50, экспериментальный

канал ААЭС и др.;

' - образцовые средства измерений активности•KKÖ-ii-I2 и ОСУ-П-15.

о

АпроОгшия работы.

По материалам диссертации получош два .авторских свидетельства к одно полозмтельноб решение по заявке на изобретение- Основа® разделы диссертации докладывались на I, II , ill, Г/, v Всесоюзных совещаниях по Метрологии нейгрошого излучения на реакторах и ускорителях, на I совещании экспертов '¿\ГАТЗ по внутриреакторной дозиметрии, на научных конференциях гатэ по физическим и биологическим радиационным детекторам и по де ь:лгорам нейтронов для целей радиационной' безопасности.

Достоверность методических и технических разработок автора подтверждена на 3-х Всесоюзных сличениях методов спектрометрии нейтронов и 2-х сличениях по азарийноЯ дозиметрии. Материалы диссертации опубликованы в двух шкографиях и в 52 работах.

Структура и обьем диссертации.

Диссертация состоит из введения, 5 глав и заключения. Список цитируемых источников вклкчает 128 иаил&козагдгй. ОбшИ объем работы f9G страниц, вюшчая 51 рисунок й 33 таблиц.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ .

В работе обосновано применение . нойтронно-активациошгого метода, как основного метода спектрометрии нейтронов на ЯФУ для целей петрологического обеспечения радиационных; исследований. Сформулированы цели диссертации и основные направления исследований. Излокеш новые■результаты автора, определена их научная и практическая ценность. .

Далее ■ изложены основные положения нейтрошю-актквацкошого. кетода. Приведены 1 соотшавния, связьваздио скорость реакции (зкти-вационный интеграл) с активность» нейтронно-актизационного детектора

<ДНА) при различных условиях его применения. Подробно описан измери-■ тельный, комплекс для нейгрошта-атгоациошмх измерений, методы расчета, и'экспериментального определения поправок при измерениях активности на установках различного типа. В. коютдексе используются однокристальные сцинтиляяционные и полупроводниковый спектрометры, , р-счетные установки, установка' р-7 совпадений. , Метод бета-счета. Активность определяется по. 'скорости счета от радионуклида продукта реакции на момент окончания облучения :

v Aa>V°> = э£ч , ( 1 )

Значения to=o > определяем методом наименьших квадратов (МНК).' минимизируя функционал вида : ,

x'B<v°>) =■{ У -—- [ vtBi> -

ЛР J 1 fr, ytBl^L ^W^'

■Д. l-exp(-A. At ) -i -|2

. ; ^ "î< v°> --z~ât j j ( 2 }

где.Ак<тЛв=о> - активность на момент окончания обдучешя (tQ-o), "мертво8" время установки, т - время облучения, - скорость .

счета установки в момент времени t^, лt - время измерения скорости счета,. А,к- постоянная распада к-го радионуклида, n*<tB=0)-- скорость счета при t8=ô и -счетный.коэффициент для к-го радионуклида.. Счетный коэффициент получали зкегорцментальньм или расчетно-экспери-ментальным (для 4я:р-счетчкка) путем. Расчотно-экслериментальньй метод получения счетного коэффициента состоит в расчете поправок на само-поглощекиа эесп и поглощение в.пленке держателе детекторов œn по формулам : а£ч = а>сп œn ; зе„ = { о.5*0.5 exP<-dn |дэф)} 1 < з )

¿LV{} / Т ( 4)

-'..-. -''"-"ksi . '",.'■

îubi œcn=[ ('Y. 4 ] {i-^-iw0} / v ] <5 >

где p^(Ëk) |сн/г] - коэффициент поглощения р-частиц для перехода со

средней энергией ёк[МэВ], р* - эмиссия р-частиц со средней энергией.

Ек, d и dn - массовая толщина ДНА и пленки соответственно. Автором предложена эмпирическая формула для расчета коэффициента поглощения р-частиц, полученная в результате анализа экспериментальных

- 8 - ■ • данных автора и расчетов методом Монте-Карло, выполненных Смирновым В

_ _ -1. 2=А

С S.SiO.e )

С S >

где г и а - число электронов.и атомная масса атома (молекулы) ДНА. Для некоторых радионуклидов определены анализом зависимости скорости счета от толщины ДНА при одинахсовой удельной активности-Для определения активности стандартизованных серных детекторов (НДС) разработана и аттестована в качестве образцовой установка ОСУ-П-15 со сцинтилляциошшм р-счетчином. Погрешность-определения активности методом р-счета составляет 3-6 Й. .

Однокристальные спектрометры. Используатся сцинтилляцконный и полу-проводниковьй гамма-спектрометры, аттестованные в качество образцовых (ЖО-П-12). Структурная схема установки приведена на рис Л.

Рис.1 Структурная схема ЖО-Н-12

Г—Г

ДГДК-63Б U ПУ

1 4

Высоко- !: низковольтные

блоки питания

г Н Л_

БДЭГ2-38СП2 U- ПУ

Уси литель ORTEC

АИ LP-4900 NOKIA

Магнитофон TDC.3000

Телетайп ASR-33

АИ LP-4700 ' H0K.IA

Телетайп ASR-33

t_

Контрольный источник 'Сэ , переходные.кольца и держатели для фиксации источника и' ДНА.

Аппаратурные спектры обрабатываются по программам, разработанным во ВНЖФТРЙ для ЭВМ анализатора LP-4900 nokia (unk, fost, peak).

Активность ДНА связана с числом импульсов в пике полного поглощения (ППП) от фотонов с энергией Е следукцмм соотношением : ■

a(T,t ):

К „ ЖЛ , "Ж сл а I м с

*d S<tB>

-р (Е) 'Е(Е) л у

< 7 )

где жсп , гем , асм , аес , ге, - поправки/учитывающие самопоглощение фотонов, распад радионуклида во время измерений, просчеты из-за изменения "мертвого" времен:?,суммирование каскадных фотонов, отличие размеров ДНА от размеров калибровочных источников, аьж - "живое" время измерений, р (Е) - эмиссия фотонов с энергией е на распад, 8(е} - эффективность регистрации, испускаемых ДНА фотонов, . Б(1:в) - число импульсов в ППП.''

Применяются следующие формулы для расчета эффективности и поправок : ё(Е)=а-ехр^-в-1пЕ-.с-ехр<-о-Е>] .где а , в , с , о - параметры.

определяемые гтрй. аттестации, спектрометра по чувствительности при помощи.образцовых спектрометрических источников;.

|Ас1 ;(1-созс£о)'.

Жсп=

0.5 сх-с0з"ао>-Е3сцт'1)+с05'(Хо Е3(цтй/соза0) ИЛИ ДЛЯ Цтс1 =$0.1

Жсп

' м

'.«а = 1 " '

008« = Н,

2>ф

■(о-

/4 + н:

Эф

1-ехр(-|Лт ■<))

1-ехр(-Х-ЛЬж)

*

: = *

где

ШСОБСС,) С0£й -1

< 8 )

< 9 )

С 10 )

С и >

- массовый коэффициент ослабления фотонов веществом ДНА (учитываются'Все виды взаимодействия, кроме когерентного рассеяния), нэФ ~ эффективное' расстояние источим? - кристалл, в - диаметр кристалла, а - массовая толщина ДНА.

Поправка на суммирование определяется для каждого"радионуклида. Разработана следующая"методика вычисления этой поправки : исходная схема.распада (рис.2а) трансформируется для выделения каскадных Фотонов (рис.26),. определяются доли соответствующих, переходов (ук) и парциальные эмиссии фотонов (р|\).

Рис;2 Схема распада

\

Ч 1 :

V Е Э 2

Е 21

Р.

V

ш

V Тэ

т4

1

Считаем, что времена лизни много меньше временного разрешения»спектрометра, вероятность суммирования импульсов от фотонов, некоррелированных во времени ничтожно мала. Суммирование сигналов от каскадных переходов может как уменьшать число импульсов в ППП, так и увеличивать. Тогда например для фотонов.перехода со 2-го возбугвдешого уровня на основной (е ) поправка на суммирование может быть рассчитана по формуле (12). Можно определить поправку, измеряя число импульсов в гаже суммирования ( формула (13) ).

Р

Б

Е

*с<Е2о>

- 1С -

е„(Е Y-K<E

Р Е(Е > -е<Е ) W(E ,Е > Ж (Е )

2i 21 г< 4 ю' 4 ai*ю' спч го'

£<Е2о>

с 1+ос ) ге < к > -ге ( Е

4 ю' СП4 СП4 ю

X

Кс<Его>

1 + ■

SE<E*o+E32>

S(E20)P(E92

1 4 V + Л

2 , «

P

Е<Его> œcn<Ea2> Р<ЕЭ2>

A =

e<E21>-8(Eoy

( 12 ).

<13 )

( 14'.)

< 15 >

где w - поправка,учитывающая' угловую корреляции фотонов, е - эффективность регистрации фотонов в ППП. эгсп - поправка к эффективности, учитывающая саыопоглощение фотонов,еп - полная эффективность регистрации фотонов, а£п - поправка к-полной эффективности, учитывающая самологлощеше Фотонов, Р(Е> - фотовклад, a.t . 'коэффициент внутренней конверсии. - '

еГ1(Е) г ССЕ) У Р(Е> ( 16 )

При отсутствии фотонов с энергией равной суше энергий каскада 7« ( Д4=о ) и каскадов T4,7S С ¿г=° ) » поправка на суммирование по лику суммирования определяется точнее, т.к. экспериментально учи-, тывает и угловую корреляцию и поглощение фотонов...

Бри наличии внутренней конверсии или захвата орбитального электрона происходит суммирование с характеристически.! излучением, однако, этим процессом приходится пренебрегать или использовать фильтры для поглощения характеристического излучения. ,

При распаде происходит суммирование с аншгиляционным излучением,- которое учитывается аналогично суммированию каскадных фото- . нов. Реально, приходится в расчетах принимать w=i; а вместо. œ"n использовать secn. Это увеличивает погрешность поправок, но учитывая, ч.то измерения обычно проводятся, на таких расстояниях,, при которых поправка мало отличается от Г, погрешность определения активности от таких приближений увеличивается незначительно-. Погрешность измеренной активности на гамма-спектрометре не .превышает 5 %.. ... Метод р-т совладений. Автором была создана установка, структурная схема которой изображена на рис. 3. Излучение регистрируется проточ-

1

зо

ным. 4тс-бета-счетчиком и сцштюшщионьм спектрометром (гаима-счет-чик) с кристаллом Ыла 80 х 80 мм для ¡З-^-совпадений и двумя гадаа-счетчйкгми для метода: 7-7-аннигаляцкошшх совпадений. Скорость счета импульсов гамма-счетчика (п^), бета-счетчика (п^,) и скорость счета совладений (п ) связаны с активностью соотношением

А(ТД) =

г

4

(пу - >») Чпр - пР п0г.

-зе

■х, - ге„ к.,

С Л Р .

( 1? )

где п^ - скорость счета фона гэмма-счетчшсом и бета-счетчиком

йсл- . ®п и эе,

- поправки нз регистрацию конверсионных электро-

нов, случайных .совпадений, фотонов'бета-счетчиком.и распад во время измерений. ■

(Т*

Очскреми- Нпя-у г*-на тир ] ¿Г* 1

е-е

О О НО' /сцельный Зиея-рг/ми-наячзя

Г "

$прав*:нас ЛС

Схема '¡рармергЛ*-1 кил разрт* шеющезо времена

} Схема

\бАО*ироЗ*И

Од*с-

Сесгрими-мвтор

Схемг фбрнВЗРВЯ'

ш игИсрмки с иеяа/п

Г

се!тс?е*и5

Схскх заОевжан-

соВааЗсяг$

•ЕР

.Рис.3 Структурная .. схема установки совпадений

Поправки вычислялись следующим- образом :

Й г п' - п^

Ж = ^ 1 + - е« '[ ~— а"п

1+С£

/¡г

псл'<У - Г'-

У/ "о»' }

пг -пР1 1

р у

я

1 +

X -й*.

д.1

£ - 1 к

ё/ 2В ( 18 )

где., а - коэффициент-внутренней конверсии, 'е - выход конверсионных электронов из источника, е* - число регистрируемых бета-счетчиком фотонов на одну испущенную р-частицу, й - пробег электрона в веществе. Эффективность регистрации фотонов бета-счетчиком зависит от их энергии и конструкции счетчика, но не превышает 0.15 + I % . Погрешность измерения активности методом р-7-совпадений составляла 0.2 + 1.5 % . Измерение скорости деления. Скорость деления гэ7мр ,гэви ,235и и других нуклидов, применяемых в качестве ДНА, определялась по 7 или р-излучению осколков деления, а тага® трековый методом. Автор иссле-

- 12 - \ ,. довак регистратора кз стекла, соды, лавсана, -ПТФ к др. В таблице I иргледеш штк.-алы5ь» времена травления и эффективности регистрации осколков долекая, выходящих из шшени юо' щг/сг/", при плотном нршм-;.:& регистратора к кки&нд . Стекло травкта в 2.5 % -ном, а сладу - в '7>--ko¡.í раствора плавиковой'кислоты. Органические'регистраторы.тра-ъппи в 40 S-ком растворе КОН. Треки подсчитывала на-оптическом иигфоски» визуально.

Таблица I ' ' ¡:

Врекот травления и эффективность регистрации осколков деления'.

-. Материал регистратора Врекя травлзккя, час. Эдйективность региствацш, й

2С° с ' ео° с 2 3f„ 237 Pu tip .

Стекло Слглда "сШСДИ ПТФ Макрофоль "" "Ü.0..................-"".'..... 16 ■ С.33 4S , 1.5 72 ' 2 43 1 42 i 3 42 ± 4 01 i 6 S6 ± 5 96 i 7 9S ± a 84 ± S 80 t 4 92 i 6 97 t 5

При больших флвенсах нейтронов число лелеет® определяли по активности 1 4<jl& , "дочернего".радионуклида 14°ва . Чувствительность метода wb&jes?* вследствие, малой активности образовавшегося Ез.о кекыве чувствительность при- регистрации 137Сз .

Большей чувствительность® обладает кетод, основанный на'измерении р-излучения . Продукты деления Накапливались з регистраторе пз пленки Макрофоль тоадкоЗ 0.05 мм. Ве та-излучение регистрировалось 4тс-лроточнш счетчиком. Как бьшо установлено, число делений з ДНА '• связано со скорость» счета бета-счетчика следующим образом : ' Nf - хсч -пйсtB>.•<tB/t0)4 ' *s- -эе,,. 'sa мин : tB ". 180 м;ш ,( 21 ) где лс.ч- счетньа коэффидавнт, t0 - 'оптимальное время вцдеряки, при . котором определяется счзты.!й коэффициент, ■ аст - поправка на время экспозиции. ■ •

Счетный коэффициент и поправку на время экспозиции определяли для • конкретных мишеней, регистраторов и счетчика р-частиц при экспозиции в опорном спектре нейтронов. ' .

В диссертации изложены результаты работы по создание -библиотеки оцененных сечений, расчету -и. измерен;® интегральных характеристик сечений. В течение всего времени работы над диссертацией автор к его группа занимались анализом сущвствуюцих библиотек и создание;/, рабочих библиотек сечений реакций. Большинство' сечений оценивалось самостоя- . тельно, а некоторые, ."надейше". сечения кошаяировались из других библиотек. Номенклатура реакций определена из следующих соображений : максимумы чувствительности реакций додшы находится в различных энэр-

■ гетических областях, измерения характеристик поля нейтронов могут проводится в широком диапазоне значений плотности потока, активность продуктов,реакций долдаа измеряться.с малой погрешностью относительно '.простит,® методами, в том числе на фоне меиажщих реакций, предпочтениз отдается.нуклвдам, с 'подавлящей долей в естественной смеси, или нуклидам,- которые легко получить обогащенными. Исследовались 30 пороговых реакций и 5. реакций.деления. Для большинства из этих реакций автором была проведена оценка сечений в конце 60-х Х'одов . В середине 80-х годов в связи с появлением новых экспериментальных данных был поставлен вопрос о переоценке 'сечений и создании новой рабочей библиотеки, ориентированной на применение в информационо-вычислительной программе MIXER . При создании-новой библиотеки ( MXR ) реализозыза-лись следующие. пололгеккя :

1. В обязательном порядке в библиотеку'должны включаться - стандартизованные в стране сечения ;'

2. Сечения долзшы представлятся в согласованном группой "Нейтронная . метрология" при ЦЯД СССР энергетическом разбиении ;

3. Сечения ориентировались на применение при измерениях в полях реакторных нейтронов..

В 1984 г. группой "Нейтронная метрология", с участием автора, было решено создать файл стандартизованных сечений реакций РН® для активационных измерений. На первом этапе для файла были подготовлены 12 пороговых реакций : i3*Np<n,f),23aU(n,f),ti5in(n,n'),lo®Rh<n,n'),

2*Mg(n,p) ,27Al<n,p ),3ZS<n,p) »'*Fe<n', p), 5в?'е(п,p), 5eHi(n,p), Z7Al(n ,C(), оэнь<п,2п). Следуя условию обеспечения единства применяемых в стране сечений для реакторных: измерений, мы заменили ими соответствующие сечения в файле MXR. В библиотеку MXR включены без изменений, сечения реакций 23SU(n,f) ,Z3P£>u(n,f) из библиотеки IRDF и сечение реакции 10s>Hg(n,n* >, переоцененное Григорьевым Е.М. и др. (это сечение вклю- . чено в файл РНМФ без корректировки) - -

Пор»{*шлгтотлл т: па «ЪоАгтто K^VO лоттатлст п ттопитппгттт- пооттт/^*. iS>J?fn On \

1 * i l^uwju I' |/\| \ UU VWitiTl U^iU^J UW. ЪМ,.!.. . *. W1 , ¿..I /

SlP(n,p),>JATTi(n ,x)4<5Sc, NATTi<n,x)47So ,'4eTi<n,p),:51V(n,Ct), 5=Mn(n,2n ) , = eNi(n,2n) ,S£>Co(n,(X) ,5°Co<n, 2n);eaCu(n,2n) , e5Cii(n ,2n) ,a,*Zn(n ,p), .<S4Zn(n,2n),es,y(n>2n),£,0Zr<n,2n), lllCd(n,n' ), 127I<n, 2n ), го4РЬ(п ,n ' ) .

Переоценка сечений выполнялась на основе экспериментальных данных, которые подвергались анализу с точки зрения используемых авторами схем распада и опорных сечений. Данные перенормировались к значениям, принятым в РНМФ. Для работ, в которых сечение измерялось в широком энергетическом диапазоне и имелось сомнение в правильности его

привязки, попользовался только относительный ход сечения- Абсолютная нормировка этих значений выполнялась при энергиях, для которых сече-гаю ужз было оценено из других данных. Энергетическая зависимость строилась с использованием МНК, а затем корректировалась в пределах погрешностей оцененных данных для•соответствия расчетных средних сечений в спектре z52cf к соответствия расчетных активационных интегралов в спектре ВЭК-13 ИРТ МИФИ измеренным в этом канале значениям. После экспертизы сечения реакций lc>F(n,2n),poZr(n,2n) и-.го4РЬ(п',п') : включены (без корректировки) в таблицы стандартных справочных данных ГСССД 131-89 (файл РШ-87), а реакции 111СсКпЖ) и e4Zn(n,p) включены в таблицы рекомендованных справочных данных ГСССД Р (РНШ-Д89). . В настоящее время рассматривается вЪлрос о включении в ГСССД сечений 10-ти троговьи реакций из .файла MXR. .'

Расхождения средних сечений для пороговых реакций из файлов РШЕ

25 Z 295

и mxr, рассчитанных по спектрам деления - cf и и, с оцененными экспериментальными значениями находятся в пределах погрешностей эксперимент альных данных. -.

Для измерений характеристик поля тепловых и промежуточных нейтронов выбраны 17 (п,7)-реакций, перечень которых дан в таблице 5. В большинстве библиотек сечения этих реакций либо отсутствали, либо плохо соответствовали оцененным'резонансным интегралам. В MXR компил-лированьг сечения реакций 107au(n,7> и °"со<п,р из xrdf-85, гзНа(п1 jj и =0сг(п,7)'из ZACRSS. Сечения остальных реакций оценены заново.

В области разрешенных резонансов сечение рассчитывалось из оцененных резонансных параметров по формуле Врейта-Вигнера. Основным источником резонансных параметров служила работа /I/, которая была дополнена работами, опубликованными после 1Э83 г. В области неразрешенных резонансов сечения реакций оценивались по экспериментальным данным. При этом, учитывая недостаток информации , привлекались оценки сечений из других библиотек. Сечения представлялись в групповом виде, усредненными внутри группы.по спектру I/E.

Окончательная оценка "качества" сечения проводилась сравнением рассчитанных- и оцененных, экспериментальных резонансных интегралов с . нижним пределом интегрирования е =0.5 аВ. В большинстве случаев наблюдается хорошее согласие оценок и рассчитанных "интегралов (таб. 2) В этой же таблице приведены результаты измерений автора в канале ВЭК-13 КРТ МИФИ, спсктр в котором почти не отличается от I/E. Для измерений резонансных интегралов "разработана методика, .которая ранее не-применялась : метод отношений кадмиевых отношений. .

- -Сущность метода состоит в измерении с помощью любого компаратора (по бега, или гамма счету) скоростей счета "тонких" ДНА, облученных попарно в кадмиевом фильтре цилиндрической формы й без него. Измеренные скорости счета - приводились к одинаковым условиям (исправлялись на распад и время облучения). .

Очевидно, что отношения приведенных скоростей счета в фильтре и без .него, численно равны отношению кадмиевых отношений :

(Мч / N.) : Xa / H.*d) = / R^ ( 18 ) .

.' Преимущества данного, метода очевидны : не требуется абсолютное измерение активности, нет необходимости в мониторировэнш условий об. лучения, что дает .возможность уменьшить погрешность определмшя резонансного интеграла. .Численное значение резонансного интеграла получали при использовании формализма Весткотта с'функцией "переходной области" следующего вида : .

„ ГО . . Е < ti. Е .25 ± 0.15

л( 4-)> i Г V i? . ; *■ ■' ' ( 13 )

I [-^г] Е > Ц -Кт Е - .1 ЭВ ,

где (3 параметр, характеризующий отличие спектра от i/e . Тогда : Cg(T)+so(p,T) -г /тТтГ ]. 1/ес(1,Р) - о;

( 20 )

Е8(ТН80(р,Т) г ;/т/Т0 ]. Г(Ееа,р)-

где е(Т),50(рд>,'г -Ут/то параметры (индексы) Весткотта, о0 ,

- сечение активации тепловыми, нейтронами и резонансный интеграл с нижним пределом интегрирования Ес<1 . ■

Для определения г г т/т^ и р . использовались (п,у)-реакции на ""ди ' и а"со. Зависимости зо(р,т> и 1(йсс|,р) для этих реакций рассчитывались по сечешям, взятье,1 из библиотеки 1Н0г-82 . Для канала,ВЭК-13 ИРТ МИФИ получены следующие значения : р=о и

г Ут/то = <1.14 ± о.об>-ю-2 при "эффективной" температуре 320° К.

. Для.исследованных реакций (заисключением ^""икп."?) ) с' погрешностью менее 1 % значение .. 8оможет быть представлено в виде :

30(^?,т)= 4/Х •[ 1<Вс4,р)/0о - 2 (Е0)""г <Еса)13'^2 ] ( 21 )

Тогда для этих реакций :

°о <7<л "[ - { С.«' -в >/ot -Eed) } ; ]

я* <u/r + г -"/т/г Г s*u а?/г. - /4/тс ' -raVrx. 1

au о ' a.u ' о l о . q a.u с 4 cd j

Для реакции 17и1;и(п,з') априори взято значение в =1.64-V- Возможная . погрешность указанного значения не дает заметного вклада в результат расчета резонансного интеграла.. Рассчитанные по измеренным отношениям кадмиевых отношений резонансные интегралы приведены в таблице 2. Полученные данные не противоречат оцененный значениям за.исключением реакций 23«а(л,з<) , '*1к<п,7) и 1вАоу<п,7).

. Таблица 2 ; Оцененные экспериментальные и рассчитанные по сечениям MXR резонансные -интегралы ,( Ес-0.5 эВ ).

Реакция Оцененные зкс::оршент. резонансные интегралы, Измерения в ВЭК-13. , барн. Расчет по MXR барн

/I/ барн /2/ барн

Dy(n,y> Dy 340 + 20 650 + 100. ,740 ■+ 47 ." 812

31_, ,32 Pvn,y> P О. 085±0.010 0 .08510.010 - 0.085

12.0 + 0.5 11.5 i 0.5 12. 8

LuCn.y) bu 1087 + 40 1017 ± 45 990 £ 60 ' 934 -

In(n ,3') In 2650 + 100 2605 ± 115 2560 ±- 80 2584

i07 . , .IPO, Au(n,у ) Au . 1550 + 13 1651 ± 13 * 1550

БтСп.зО Sn 2970 + 100 2960 ± 150 - 2940 •'

I(n,j<) I 147 ± 6 148 £ 5 . 143 + 8 146

13£>T , La(n,y) La 11.8 ± 0.8 12.2 J 0.8 11.6 + 0. 3 11.5

Co<n,jO Co 74 + 2 77.1 + 1.8 * 74.8

Cu(n,y) Cu 2.19 t 0.07 2.32 + 0.08 2.32 ± 0. 07 2.20

""5Hn(n,^> йМп 14 .0 i 0.3 13,8 + 0.4 14.5 + 0. 7 14.20

азси<п,г)**си 4 .97 ± 0.08 4.94 ± 0.10 5.23 4 0. 14 5.16

41K(n,у)*2К 1.42 ± 0. ОБ 1.40 4 0.10 1.12 ± 0. 05 1.08

23.. ,2< Na(n,jO Na 0.31 0.01 0.32 ± 0.02 0.35 ± 0. 02 0.314

soCr(п, у)=1Cr 7 .8 ± ,0.4 8. 1 1 0.5 - 7.46

"CKn,;)SBcr 0.31 ± 0.06 0.30 J 0.06 0.28 ± 0. 01' 0.214

*, - реакции использованы как опорные

1 Mughabghab S.F., Divadeenam M , Holden N.E. ■ Reutron cross sections, vl, NY , Academic Press, 1983.

2 Grintakis E., Cullen D.E., Mundy G»

Handbook on nuclear activations data,IAEA, Vienna, 1987, p. 413.

В соответствие о реаекком рабочей группы."Нейтронная метрология" параллельно велась оценка сечений группами из" ФЭИ и ИЯФ АН Латвийской ССР. На. конечном зтале усилия трех групп (включая МИФИ)-' были объединены и после взаимного, согласования в РНМФ-87 были, включены пять сечений захвата нейтронов : 55мп(п,зо/*со(п>у>,0Эси(п,у>,13!:'ьа(п,з'), 1!>7да(п). Позднее в- РНШ-Д89 вошли еще три сечения, подготовленные ЭТОЙ группой :\40Sc(n,y),23Ha<n,r),"5In<n',r). , ".- В'ближайшее'"время можно включить в рекомендованные данные еще ..четыре--сечения : в5Си(п,у),,г'1(п,у), 132Sn(n.-j'),17eLu<n,3'). Однако, такое включение может "быть произведено только после их всесторонней проверки, которая в полном объеме, в .настоящее время не выполнена.

Пороговые реакции и реакции захвата мало чувствительны к нейтронам с .энергиями 10 кэВ - 0.5 ШВ. Для получения информации об этой области энергий предложено использовать нетрадиционные для спектрометрии детекторы : композиционные детекторы ( детекторы деления в борном фильтре ), деградационные кремниевые-детекторы и детекторы, измеряющее поглощенную дозу в водороде. .':.•.-

Функция пропускания борного фильтра рассчитывалась методом Монте-Карло. Применялись сферические борные фильтры со связкой из полиэтилена,разработанные Обатуровым Г.М. и Тумановы?.! A.A., и фильтры с насыпным кристаллическим'обогащенным- бором-IQ.. В конце 80-х гг. во ВНИКФТРИ-бьши разработаны конструкция, и технология изготовления борных фильтров с мальм содержанием связующих веществ и произведены расчеты соответствующих Функций пропускания. На этом.этапе усилия ВБШФТРИ и МИФИ были объединены, что привело к созданию рекомендованных сечений деления ряда.реакций в.стандартизованных борных фильтрах. Сечения реакций деления 237wP(n,f) ,23&Pu(n,f) ,230Pu(n,f> ,Z3=U(n,f). в борных фильтрах включены в библиотеку 'сечений MXR.

Расчетные функции чувствительности деградационного детектора из кремния взяты из. библиотеки da«sig."При участии автора экспериментально подтввр5кдено, что измеряемый эффект в изделиях из кремния '." -(диоды, триоды) пропорционален интегралу по спектру для используемого сечения. Энергетическая зависимость поглощенной дозы в водороде также получена расчетным путем. В таблице 3 приведены процентные вклады измеряемого аффекта в различных диапазонах для.некоторых детекторов. .

Следует отметить, что применение кремниевых де-градационных детекторов и детекторов, измеряющих поглощенную дозу в водороде, в настоящее время носит пока методический характер, т.к. не обеспечено аттестованными средствами измерений.

зительносЪ: дзт&ктороз (спектр реактора ВВР) Таблица 3

,еТГ-КТОГ

до

г, I ,,

-1. <

ка!

40

О. 5 Кэв

1. г

Мз.В

г. з

Иэ Б

4. 0 МэВ

6.

1-!э

?. 3 V

■г э 7

2 3 Г

2 3 I:

2э;

3 ■

г У *

2 .1 Г.

¡(11 ¡(а .1 (п

2.г

(-3

;. ?) , Г ".-<-& . € ; .<Г)+В

л . Г ; 1Б

45

10 кз В

О. 1 И у в

1. 7

И а в

7—4-

3. О Мэв

5. О )ЬЗ

0: . В

7. о Мэй

Б диссертация опксэш разработанные авторш методы аппроксимации спек гроз нгдтеплозьпс нейтронов' и ките трального спектра быстрых кг-Згроноз. Предлагается сдодувдэя параметрическая аппроксимация спектра модлыпш нейтронов : .( 23 >

* л

Г ' СЕ/Е у г г Г-л— п фСЕ>=Фт — е>:; -Е/Ет> + %т-----Д(Е/ЕТ) ехр[-И Е"/Е - 11 ] .

"'т и . -

где е^, - наиболее вероятная энергия Максвеллозского распределения,

- плотность потока тепловых нейтронов,Л(Е/Ёт> - функция, переходной области, Е*

энергия нейтронов, при которой Дсе/ет> равна единице,

кергией Е*, на единицу летаргии, й и и - параметры, /'спользуатся дополнительные спектрзлькь» параметры :

Фнт - плотность потока нздтеплоэьвс нейтронов с

% а-7 -

V. - условная ГВесткоттовская) плотность потока нейтсоков,

3 О 1 - , ' • .

.-/V, - у'слозкая плотность потока талловых нейтшнов,

Ф

II ,п.' - плотность медленных и тепловых нейтвонов,

Ф / Ф

УС ИТ

Тогда $>

' V- и

/ Ф„,„ - спектральные коэффициенты.

т0 7Т / 7„- < 24 )

% - ./4 -Т/ т ус

ус . 'ус т ус о 'т ^с

Параметры спектра определяются по измеренным' актизационным тегралам для реакций захвата нейтронов-. При больших значениях спектральных нозффздиентов вклад в активация надтопловых нейтронов при измерениях "открытыми" ДНА незначителен, что делает 'ненадежным опре-' деление параметров кадтешгозой часта спектра. Для увеличения вклада надтеплозых нейтроноЬ в активацию используются фильтры,. поглощакше • тепловые нейтроны ( в основном фильтры.из кадмия ). Кроме того, в "нетц-еапькых" ДНА поле нейтронов искажается за счет поглощения в ма-

о

териале ДНА - салопог-юцеиие нейтронов. '

С учетом г>сглош.е1ш нейтронов в фильтре и в ДНЛ, активационные интегралы для открытых детекторов ( q ) и детекторов в фильтре <qcd) равны : . :.'.'.".■".-'',•■'-

qt = .J О. <Е),.ф<В>лГ,(Е)<!Е ; g°d = J О^кУ-фСЕ) -TdCE) -T^E^E < 25 )

' где Td<E) , fcd(E> - фу}тции ослабления и поглощения нейтронов ДМ и " фильтром ... .Ослабление нейтронов в ДНА', учитывается поправочными • коэффициента™ - коэффициентами■ самоэкранирования G.

СО 00 ' ' '

V = Gr'J 0. (E)(pT(K)dE + | </eo/e' (P„T(">JK +

о й -. - • .

, + Gr . J [ct.<E) -Oo/ E0/2 ] !pltT(H)<iE , с 26 )

• • где .о и gr 'усредненные'по числу взаяшдойствий. коэффициенты пропус— ' кания для тепловых и надтепловых нейтронов. - -

Ослаблениэ нейтронов фильтром также учитывается .'введением коэф-. фициента Gcd и границы кадмиевой отсечки Erd Предполагается, что функция пропускания кадмиевого фильтра может быть аппроксимирована ступенчатой функцией. Значение; Eci зависит, от толщины фильтра, его . геометрии, спектра нейтронов и их углового распределения. Оно рассчитывается для -"идеального" :1/У-детекгора из условия :

J ао/ К0/Е ф(Е) • Tс d<Е ).iK - J 0о/ ео/Е Ф<Е)ЧЕ . . < 27 )

О ' •-'-.'. Е . . - '

' ' - ,-.. > - " " . . . cd V - " - ...

• При таком подходе тлеем : ,

, оо ■ •- " 00 __'. - •

ч!* =• J 00/Ео/Е <р(Е)4Б + ^^a'J [ot<E)-Оо/Ё^/Е j •фЧЮан ,( 28 )

е . Е . ': '• -

с а - ' >. ' . с <1 . • . -

. . где Ged - поправочный,коэффициент, учитывающий поглощение надтепло-. ВЬЕХ нейтронов фильтром. . "" , ' . , ' • :

.. 'Таким образом, необходимо"знать три поправочных коэффициента и границу кадмиевой отсечки для. учета ослабления спектра'нейтронов в фильтре .и детекторе. В диссертационной работе при определешии границы кадмиевой отсечки учитывается размеры фильтра, размеры и полозкение ДНА внутри фильтра, спектр нейтронов.. Расчет функции пропускания для

изотропного поля проводится следующим образом,: .

R

max

Tcd(E) = J f(Rj.exp(-S d(E).E) dR , . ( 29 )

где г (к) - распределение пробегов нейтронов в стенках фильтра, - макроскопическое сечение поглощения нейтронов кадмием. Для определения гею применен метод случайных- испытаний. Диапазон" пробегов в фильтре разбивается на юо групп равномерно. Спектр пробег , гов ищется в групповом виде.. Число историй при расчете задается. При число историй более 5000 увеличение числа историй не влияет на расчет величины Е • ■ Тагам образом формула для расчета функции пропускания приобретает следуьщий вид : , ' ■. ,

= IVе* рК

К.+ и. г Р

(И . - И .) 0 + 1 }

( 30 )

Рис.4 Энергетическая граница кадмиевой отсечки

1 - тгг-4 г - Уг-га з - тг^-ез

где т -групповая функция пропускания,.

ЯЛ '

£ ^групповой спектр пробегов..Расчет Еса прозодилс'я по формуле (' 27 ), рассеяние нейтронов в фильтре не учитывалось. , Расчеты показывают, что размеры и, положение ДНА внутри фильтра, заметно влияют на ес , для фильтров с толщиной более 1 мм результаты нэ зависят от значегмя спектрального коэффициента ут и температуры нейтронов. На рис. 4 . приведены ■ результаты расчетов для наиболее часто используемых в нашей практике цилиндрических фильтров с размерами полости 10*10 мм, в центре которой помещен детектор диаметром 10 мм.

Функция, учитывающая поглощение нейтронов в детекторе, при пренебрежении рассеянием и краевыми эффектами для моноэнергетических нейтронов, рассчитывается следующим образом :

2

1олэрш1 с "IV ясс

Та(Е)

•Е8[ Vе)) '

для изотропного

поля

1 - ехр

[-2а(Е)-с1а] / 2а(Е).а<а для пучка

< 31 >

где е3 - интегральная экспонента третьего порядка, 2а - макроскопическое сечение поглощения'ДНА,-аа - толщина ДНА. •' Для поправки б значение 2 се> .принимается равным :

2 СЕ)

■ К

се) + о;

б/е.

где ив

число ядер ДНА на единичную толщину, кТЕВ - поправка, учиг

тывавдая другие изотопы элемента и материал-наполнитель детектора. При расчете ви значение 2а(Е) принимается равны,? : - ' -

2_(Е) - О СЕ)•К

где к

поправка, учитывающая рассеяние

нейтронов в детекторе и групповой характер сечения поглощения. Значе-}Ио кпЕЗ подбиралось для каадой реакции сравнением поправок, рассчитанных указанным методом,'с,поправками, определенными экспериментально и "точными" расчетам;:. , ::

Необходимо отметить, что' зависимость поправочных' коэффициентов от /параметров спектра в. основном слабая,, что позволяет на первом этапе определения параметров .использовать'их априорные значения, получениье для спектра i/e. : - ..

Параметры спектра определялись ИНК.'по измеренным активацконньм интегралам реакций при облучении в кадмиевых фильтрах и без фильтров. Минимизируется среднее квадратическое отклонение экспериментальных и расчетных по спектру актдаационных. интегралов :

' ' J " р 2

х2(ФЛт-М.ч;=-Г(1 -4) ( 32 >

п v ' q.

LSI ' l , :.

Разработана программа PARM для определения параметров предлонгхчпой аппроксимации. ' - . !

На интервале 1 кзВ - 500 кзВ спектр аппроксимируется зависимость?,) :

, <р(Е) = ■—L .ЕР .еХр(-с,-/iT ) " ( зз )

Параметр р определен при аппроксимации спектра надтепловых нейтронов, . параметры с4. и с2 'определяются, из условия "сшивки" при энергиях е и Ег , гдо Е, выбирается в. области энергий 1-10 кзВ , а Е2 в области 0,3-1.0 МэВ. Процесс выбора точек.'.'сшивки" не автоматизирован и цели- ' ком зависит от пользователя. В тех случаях, когда аппроксимация этим методом не выглядит убедительно, предложено использовать параболичес-. кую аппроксимацию в масштабе логарифм энергии-логарифм спектра на единицу летаргии, т. е. .:

. '.-■ 1п[Е ф(Е) j - + Сг -lne .4 Ся • (jaii )2 < 34 )

Параметры определяются из условий "сшивки" значений при энергиях Е и Ег'и Истивки'г производной-по .спектру-при энергии É .

Для интегрального спектра быстрых нейтронов предложена следукщая .аппроксимация : диапазон энергий 0.1 - 19 МэВ разбивается на два под-интервала 0.1 - Ек и Е^ - 19 МэВ , на которых интегральный спектр аппроксимируется'разными видами формул. В точке. "сшивки" выполняются следующие условия :

af 5F

I N г к flE N

где f,(>en) - параметрическая аппроксимация интегрального спектра на интервале 0.1 - en , E2(>en) - параметрическая аппроксимация

. . , " .-"22. / ; •'■'■:' .' ■ интегрального спектра на интервале Ен - 19 МэВ .... Интегральный спектр на-интервале 0.1 - Ем МэВ представляется в виде

(>Е) = С1 -7.^ (Е ) + Сг 2г (Е ) .(, 36 )

В результате анализа интегральных спектров, полученных экспериментальным и.расчетным путем, подобрано пять альтернативных вариантов параметрических зависимостей и 7.г (в) . :

Варианты параметрических зависимостей Таблица 4

Вариант

' 1 ехр(-р -Е) 1

2 ехр(а ,-1пЕ - Р Е) д. . - '.

о ехр(2 -ехр(2 -р?ехр(Е> 0.1<Е<1.0 ехр( р •( 3-Е)) - 1 1 ■■

4 ехр{-<р-СС1пЕ)2) г.

5 с>:р(Й Е) ехр(-рЕ)

а $ 0 ; р » о •

На интервале Ем - 19 МэВ интегральный спектр .может быть аппроксимирован двумя вариантами.

Вариант i. Интегральный спектр г2 (>е) представляется в следующем

ваде : Г2(>е) = охр 1п РЛ>е„) - (е - еы) =— +■ ( 37 г 1 г1(>еы)

+ 5с*{гк+ <е-к] ;= -<е)

Количество искомых параметров ск подбирается из условия наилучшего, в смысле МНК, описания интегрального спектра, но не превышает числа экспериментальных значений . '

Вариант 2. Интегральный спектр (>Е) представляется в следующем

виде: (>е) ■= ехр[ Дп Г, (>ЕН) +1(е) ] ' о 38 )

Функция г(Е) имеет вид :

С с0[-. .(Е - 1---» ЕМ<Е

Ех"Ен МЕн>'- 1 V V

2 (е) = -i • * ( 39 )

с „1 + 2--+ —-• (е - е ) е„ и« емл5.

Таким образом , в варианте 2 однопараметрическое представление., спектра на этом энергетическом интервале. • .

Вариант аппроксимации на первом интервале задается априори •• или выявляется, после рассмотрения каздого варианта. Варианты на вто-

ром интервале выб^аются в процессе реализации аппроксимации всего спектра. При поиске параметров на втором интервале варьируется значение Е„ для первого варианта и значения Ен и' Ех для второго варианта .

. Параметры аппроксимации определяем МНК из экспериментальных значений интегрального спектра, получаемых методом эффективных пороговых сечений.'

Метод эффективных пороговых сечений основан на представлении энергетической зависимости сечения реакции ступенчатой функцией вида

о Е <

Значения аэф и Еэф выбиравтся таким образом, чтобы выполнялось следующее условие : „ •

| С(Е) .ф(Е) МЕ = Оэф- |ф(Е)«1Е , ( 41 )

' эф

В настоящее время принята следующая методика определения эффективного порога и сечения : подбирается широкий класс различающихся реакторных спектров, полученных расчетным иди экспериментальным путем, 'и расчитываются активационные интегралы по используемым энергетическим зависимостям сечений реакций для подобранных спектров. Для каздого спектра нейтронов рассчитывается зависимость вида :

со со

0^ф(Еэф> = | О(Е).ф^Е) ЧЕ / | <^<Е).аЕ 0 = 1,2,. ,.,п (42)

о е .

■ Эф

Эффективный' порог выбирают из условия минимального разброса значений зависимостей, а значение эффективного сечения выбирают в пределах этого разброса. Таким образом нами рассчитывались рекомендуемые " эффективные сечения на разных стадиях совершенствования библиотеки МХ(? . В настоящее время используется единообразная методика расчета эффективных порогов и. сечений, получаемых как среднее арифметическое значений сечений, рассчитанных для двенадцати типичных реакторных полей, включая поля реакторов с открытой металлической зоной и бридеров, растворных,, водо-водяных и тяжеловодных реакторов, реакторов с графитом и бериллием, а также спектры деления урана-235 и калифорния-252.

Анализ, проведенный в диссертационной работе, показал что средняя квадратическая погрешность, связанная с погрешностями в значениях сечения, не превышает 5 Ж, а за счет отклонений, связанных с вариациями спектров менее 4.5 Ж.

Метод эффективных пороговых сечений, при прямом'применении, поз-

воляет определять значения интегрального спектра при энергиях пизо . !•

0.55 МэВ. Однако, в практика неоходимо иметь значения интегрального ■■ "•!

спектра с-энергиями выше 0.1, 0.3 й 0.5 МэВ. Такие значения получали ;

применением экстрополяционных методик. . • V

В работах Чувшгана и др. развита методика аппроксимации зависи- . !

костей (в тем числе и ступенчатой функции) линейной комбинацией сече- ;

ний активационных детекторов (многокомлонентшй актизационный детек- ■

тор - МДД) : °„аД<Е> = ^^ -о^а) ' , с:4з )

1 = 1 ' •

где ы - коэффициенты аппроксимации. ■ . -■;'.

В методике,' разрзботангой в диссертационной работе, отказались" | от аппроксимации ступенчатой функции, а пошли по пути,моделирования, сечения ад, имеющего заданный эффективный порог и сечение. При моделировании энергетическая зависимость МАД может сильно отличатся от , ступенчатой функции ( дажо иметь отрицательные значения ). Такой подход понизкает унвворсальность применения МАД, но значительно сокращает число детекторов в линейной комбинации. Для определения козффици- . ентов применена методика минимизации по набору базовых реакторных •. спектров. Минимизируется функционал следующего, вида : ,

т Г 00 " I2

х*ч)=£{ 1 - [дч<ме> ) / (^(>еэф). ) . == \

1= 1 1

=1 {1 - (1«* - ^ ] / [ -.с, )}2. . <«>: -:

где (Е) - набор базовых спектров, р^(>Е3ф> ~ интегральная плотность потока нейтронов с энергией выше эффективного порога моделируемого, сечения, -эффективное сечение МАД (задано нами величиной в ю"г4

, ОО ' , ■ ■

смг), а = Г с. (е) ср.(е)<зе' - активационный интеграл детектора с сече,- ■

о 1 1

нием о. (е) в спектре нейтронов <рл (е ). ■ '.

Набора базовьк спектров вкличал 19 спектров из рекомендованных ' справочных данных РСФ-8Э. Методика реализована для порогов 0.1, 0.3 и 0.5 МэВ при использовании 4-х реакций : гз7Нр(п,г) в кадмиевом и борном фильтрэ, '°31Ш(П,П'> ,*101п(п,п') И 411С(1(п,п'). Рассматривались комбинации из 2х , 3х и 4х реакций. Средняя квадра-тическая погрешность моделирования (СКО) равна 0.9 - 7 %.

Относительная систематическая.' погрешность получаемого по МАД значения интегрального спектра нейтронов определяется следующим

.1С _

образом : ег' = | ^ш» -А* -О* / (Дш. -д.)'

+ (СКОГ

, ( 45 )

где 8,- относительная погрешность измеренного активационного интеграла. Результаты, получаемые по разным комбинациям реакций, могут быть усреднены :

^надОЕ) = £>"4 ; С* = £< V Чч/ ) / ,

( 46 )

где - вес результата по комбинации V при усреднении, со. • - набор коэффициентов для варианта V. Погрешность средневзвешанного значения:

е(?> Л -в: / [.К<Г

ц 1 = 1 4 = 1 ^

( 47 )

Таблица 5

Плотность потока нейтронов в каналах реакторов СМ-2 , ИР-50 и Е0Р-60

Реактор канал Плотность потока нейтронов н/смг с

Еэф МэВ по спектру МАД(зксп. акт. инт.)

р<>Ёзф> еш % я

ом-2 БКС-4* 0.1 0.3 0.5 5.30Е+25 3.885+25 2.96Е+25 5.52Е+25 3.80Е+25 2.91Е+25 10.1 7.3 5.2

. СМ-2 ВЭК-4 * 0.1 0.3 0.5 4.97Е+25 3.56Е+25 2.65Е+25 4.84Б+25 3.40Е+25 2.62Е+25 10.4 7.4 5.2

СМ-2 ВЭК-11* 0.1 0.3 0.5 4.28Е+25 3.19Е+25 2.49Е+25 4.ЗОЕ+25 3.02Е+25 2.36Е+25 10. Э 7.7 5.3

СМ-2 ВЭК-6 ** 0.1 0.3 0.5 3.83Е+25 2.70Е+25 1.95К+25 3.89Е+25 2.58Е+25 1.89Е+25 9.7 7.7 5.9

•ир-ьи ВЭК-1 ** 0.1 • 0.3 0.5 1.27Е+25 1.06Е+25 9.32Е+24 1.ЗЗЕ+25 1;09Е+25 9.45Е+24 14.1 7.7 4.7

Ир-ьи ' ВЭК-4 ** 0.1 0.3 0.5 1.22Е+25 1.02Е+25 8.99Е+24 1.36Е+25 1.11Е+25 9.53Е+24 15.1 9. 1 5.5

ИР-ЬО ' эк ** 0.1 0.3 0.5 1.09Е+25 • 9.12Е+24 8.10Е+24 1.16Е+25 9.67Е+24 8.51Е+24 16.3 9.5 5.5

БОР-би ;. Д-23 ** 0.1 0.3 0.5 4.18Е+25 2.90Е+25 2.08Е+25 4.10Е+25 2.74Е+25 2.04Е+25 9.0 6.4 4.6

# - при погрешности экспериментальных активационных интегралов 5 %

* - активационные интегралы нормированы на интеграл реакции '12з(п,р) ** -активационные интегралы нормированы на интеграл реакции-'"нип.р)

В таблщв 5 предстазлены результаты.'применения разработанной, методики для некоторых'облучательньй устройств, спектры которых'не * • входили в базовый набор спектров. Использованы нормированные экспэри-'-ментальные актхшацпо^шые интегралы.,-Результаты приленения МАД сразш-' -Баются с результатами, полученными' интегрированием по ■ "восстановлен-";-. нъм" спектрам.. ' -''.-;-.' .'■'-'"-■.' "'' •'. ■ - -■-■■', ".;:• .-'

В диссертации - описаны применяемые 'и разработанные алгоритмы . ' . ^ для "восстановления" спектра реакторных нейтронов и нейтронов ТЯУ. . Провод?«! анализ основных алгоритмов, используемых для "восстановлении" спектров реакторных нейтронов, который позволил-сделать следую- ;.; ¡дна вызоды :лучшими из рассмотренных методов являются SAUD и МНР, они просты в реализации и дз;о? надежные- результаты "восстановления";. уве-; личешае числа интервалов разбиения не увеличивает точности "восста- '." новкокия" - достаточно применить разбиэнш, которое обэспечиваот -,не-обходкмую точность интегрирования при-расчете актизационного штег- '.: рала; точность приближения "восстановленных" значений спектров к "истинкьза" на энергетических интервалах с малой экспериментальной' информацией сильно зависит от выбора спектра начального приближения. Быта сформулированы основные требования для аттестации ЭВМ-программ . "восстановления" нейтронных спектров. Для того, чтобы обеспечить. . единство и надежность "восстановления" спектров в разных лабораториях по разам методикам было предложено провести соответсвуюиую аттестацию таких программ. • ■ ; '. :• -• ...,-. ;

Основной применяемый в работе алгоритм "восстановления" - метод-направленного-расхождения (МНР). Для' области энергий-выше 0.1 МзВ применен модернизированный 'вариант корректирующей, функции.' 'В'базовый - • вариант корректирующей Функции добавлен член, формируемый из ксполь-. зуемых реакций. Для этого вводятся-гипотетические реакции с сечешя-ми, .являмдамися линейными ^свлбинацйями сечений, пороговых, реакций :

0*(Е) = о. (Е)/ + а.^(Е)/ о®*/ . I =■ 1,2. .,'.>лт-1 ( 43 )

Нормирозка на эффективное пороговое сечение .необходима для при- .' ведения значений сечений к величинам одного порядка. ' - .'. "

Таким образом ,мы искуственко увеличиваем число'пороговых реакций V что не нарушает условия применимости алгоритма МНР. Корректирующая ' Функция на к-ом шаге итерационного цикла выглядит следукщиы образом ':

• j п "Т- » т. • г.Т-1

s. = [+ Х] v [ - Z<>'< ] (49 >

' 1 * = i . . ■ . 1 = 1 . i = i ;

- 27 -

где пТ число используемых пороговых реакций.

Введенные нами гипотетические реакции не увеличивают точности "восстановления", но позволяют получить спектр более гладки.!, несколько увеличить скорость сходимости, а уклонения измеренных и рассчитанных интегралов распределяются по реакциям более равномерно. ■

В начале 70-х годов автором был предложен простой и надежный алгоритм "восстановления" спектра быстрых нейтронов : экспрессный метод. Спектр "восстанавливается" из интегрального спектра. Рассматриваемый' диапазон энергий нейтронов разбивают на интервалы не менее I МэВ, границы которых распределены равномерно (при интерполяции интегрального спектра), или совпадают со значениями эффективных пороговых энергий реакций, по которым определены значения интегрального спектра. Последний интервал имеет только нижнюю границу.

Исходными данными для вычислений являются значения интегрального спектра на границах интервалов и значение внутри последнего интервала Показано, что при экспоненциальной аппроксимации спектра на всех интервалах выполняется следующее условие :

V-1 1 нс»^) - Г(>Е1«)

-- _---:-:-:— - н . Е - - > ( 50 )

<р(ки1) Е, . 1 1 фСЕ^)

где ф(Е1) и Б(>ЕС > - значения спектра и интегрального спектра на границах интервалов соответственно.

"Восстановлеше" спектра начинается с последнего интервала. По значениям интегрального спектра на нишей границе этого интервала г(>ЕП) и внутри него е'(>еп^1) определяется значение спектра на нижней границе ф(Еп) :

<р(Еп) = / ( Вм1- В„) 1п[ ГОЕп) /'*<>В„+1) )' .( 51 )

По значениям интегрального спектра на границах предпоследнего интервала и вычисленному значению спектра для его верхней границы <р(Еп) определяют величины и из выражения ( 50 ) (значения ^ в зависимости от н. заранее представляются в виде таблицы, графика, вычисляются на ЭВМ или программируемом калькуляторе). Значение спектра на границе этого интервала : : ф(вп_1) = кп;4 1Р(ЕП) • Далее проводят аналогичные вычисления для следующего интервала и т.д. , . Автором показано , что существуют значения энергии Е*. внутри интервалов (условно-достоверные точки), значения спектра в которых наименее отличаются от "истинных" (в пределах экспоненциальной аппроксимации). Для последнего интервала :'.

К ¡V(Entl- кп) / m{F(>En)/F(>En;i)] ; <р*(Егч) = (p(En)/ e < 52 )

Для остальных интервалов :. .

E* = E. - ( E - E. )/ se(H ) ;. K(HJ = (R.-1)/(R.-M.) ( 53 )

V ¡L + 1 It} V v. V' I Vfc.

t/н mi. > - ■ '

ф(<) - фоч.,)-^ v -.

Экспрессный метод устойчив к погрешностям штегрального спектра нейтронов : при погрешности в исходных данных 5 - 10 % погрешность "восстановленных" значений в условно-достоверных точках не превышает 10 - 20 % . Метод предназначен в основном для работы без использования ЭВМ, однако легко реализуется на ЭВМ.

Кроме экспрессного метода, для получения дифференциального спек- • тра из интегрального автором совместно с сотрудниками разработан специальный метод (итерационный метод дифференцирования), обладающий сглаживающими свойствами." Энергетический диапазон разбивается на интервалы, на границах которых определяются значения штегрального спектра. Ширина интервалов выбирается из условия точности определения значений штегрального спектра интегрированием дифференциального. Итерационный алгоритм метода непосредственно следует из МНР и'имеет вид :

j j

ф'^Е^ = фк(Е.) [ £ l/Fk(>E. ) ] / [ £ 1/F(>E. ) ] , (54 )

1 = 1 ; . «. 1 = 1

Fk(>E. ) = | (pk(E)dE . , ( 55 )

E ^

где фк(Е)) , cpv+1 (e .) - значения дифференциального спектра в к и кч-i приближениях соответственно, a fk(>e ) , f(>e. ) - значения интегрального спектра в к приближении и исходного соответственно.- В качестве априорного приближения используется или экспоненциальное представление дифференциального спектра или спектр из библиотеки спектров нейтронов.- Итерационный процесс прекращается при выполнении условия вида: •

| 1 - Ffc>1(>E. ) / F(>E. ) J $'ео I. = 1,2,...,в (56 )

Число итераций зависит от требуемой точности (6о) приближения расчетных значений интегрального спектра к исходам. -

Разработанные методики , и алгоритмы легли в основу информационно-вычислительного комплекса MIXER, предназначенного для определения спектральных характеристик и спектров нейтронов интегрирукщими детекторами. Структурная схема комплекса приведена на рис .5 и 6 . Комплекс состоит, из двух разделов.: комплекс-программ для подготовки

-' ' - 29 -

данных для "восстановления" спектра и определения спектральных характеристик и программа "восстановления" спектра нейтронов в диапазоне энергий 0.5 эВ - 19 МэВ.

Рис.5 Структурная схема первого раздела ИВК MIXER.

ПРОГРАММЫ определения спектральных характеристик и подготовки данных

-:---J-:-

Расчет интегральной плотности потока для энергия 0.1, 0.3 н 0.5 МэВ многокомпонентный актива-ционным детектором -:-1-

. . Выбор . варианта параметрического представления интегрального спектра в диапазоне 0.1-4.0 МэВ

Расчет эффективной поправки к активацион-ным интегралам реакций захвата для спектра из библиотеки ИГХЕК.

Расчет В . для спектра

тепловых и надтепловых нейтронов при параметрическом описании.

Расчет поправок G ,G и О для R т с реакций захвата нейтронов ■

Расчет параметров спектров тепловым и надтепловых нейтронов и подготовка интегралов для восстановления спектра.

Коррекция спектра неЛтронов Свнесение в спектр нере-гулярностей от ре-зонансов в сечениях материалов Формирующих спектр

Расчет интегралов, повреждений для стали и кремния многокомпонентным активаци-онным детектором.

Программа "восстановления" спектра Нейтронов в диапазоне энергий 0.5 эВ - 19 МэВ построена.на принципе выбора альтернативных процедур, реализующих разработанные методики и алгоритмы. Она содержит две библиотеки : сечений и спектров."Энергетическое разбиение соответствует принятому в РЕ® представлению сечений.

Для "восстановления" спектров нейтронов. ЯФУ с источником нейтронов от реакции т(а,п) автором разработана специализированная методика, реализованная в программе том. Спектр "восстанавливается" в групповом виде, так как точечное представление не обеспечивает нузшой точности интегрирования для относительно "узких пиков" первичных нейтронов. Диапазон энергий 0.1-20 МэВ, энергетическое разбиение - равномерное с шагом 0.1 МэВ. Сечения 47 реакций в диапазоне энергий 0.1 - 20.0 МэВ собраны автором в виде библиотеки С1?055.Т0М. Большинство сечений

Спектр нейтронов источника аппроксимируется гауссовским распре--делением, описываемым тремя параметрами : (плотность потока нейтронов источника), ео(энергия максимума распределения), в (ширина пика на половине высоты).

Методика основана на раздельном определении спектра источника и спектра вторичных нейтронов при их последовательном уточнении.

Используются два набора реакций : набор для определения параметров пика и набор для ."восстановления" спектра вторичных нейтронов. В набор для определения параметров пика включаются реакции с высоким порогом регистрации нейтронов (в основном (п,2п)), для которых вклад от вторичных нейтронов мал. Предварительное исследование зависимости активащюнкых интегралов от ширины гауссовского пика показало, что в '

Ч

созданной библиотеке только три реакции обладают значительной чувствительностью К ширине ГОКа :3£>К(п,2п) , "*йТ1(п,2п) И =*Ге(п,2п). При отсутствии этих реакций в наборе ширина пика не может быть определена при "восстановлении" спектра и должна задаваться априори.

Процедура■определения спектра основана на вложенных итерационных циклах :' внутри "большого" итерационного цикла осуществлены два "малых". цикла для определения параметров пика и "восстановления" низкоэнергетической части спектра. Параметры пика определяются МНК с итерационным уточнением 'минимизацией функционала следующего вида :

Уст, слк . Л" 2

XЧ50,С,Е(

1 = 1

1

А

т

- у 0 . срк

, I ад J П.

( 57 )

где ао . . и Аа . - групповые сечения и гктивационные интегралы для первого набора реакций; срк j - групповой спектр пика в к-ой итерации уточнения; - групповой спектр низкоэнергетической части в к-1 итерации.уточнения, п4 - число реакций в первом наборе.

После определения параметров пика осуществляется второй "малый" итерационный для определения шскоэнергетической части спектра. Активационные интегралы второго набора ль "исправляются" на вклад в

них от пика, т.е.

■= А.

-.к

*а. j

•АВ.

0=1

Для "восстановления" низкоэнергетической части используется алгоритм МНР. Алриоршй спектр задается аналитически. Итерационные процессы прерываются пользователем. На заключительном этапе спектр может быть скорректирован при использовании всего набора активационных интегралов. На рис.7 и 8 приведены результаты тестового "восстановления" реакторного спектра и спектра с начальной энергией 14.1 МзВ.

.Тяг. I Тестаюе юсткксв» патр юпртг» чптгия Я1Й1. I - тестой ск1тр , 3 - юсс7ис»хша сжпу

Глг.

-1 -в -а -

в Сиир тгрегзэ , вкствеяисезэ* прзгрткжл Т3.1. 1 - тестэаа саеггр 2 - вахтттлеил

Ьд<Е.№В>

I I 2 3 Н ( 1 I 9 101112131413)С1Т10

Е КэВ

В работа приведены результаты измерений спектров нейтронов. , j," дат жИд. Представлен спектр з сухом канале ВЭК-13, находящемся в'.;"- .:. замедлителе на расстоянии 45 см от края активной зоны. Спектр • ■ j

нейтронов "восстановлен" по программе MIXER. Результаты приведены на | р;;с.9 (нормированные на плотность потока, с энергией более 3-х .МэВ). : Погрешность "восстановленного" спектра по диапазонам составляет : . ; ■ 0.5 зВ - 10 кэВ - 7 % , 10 кэВ - 0.1 МэВ - 20 55 , 0.1 МэВ - 1.0. МэВ - ;, 25 55 , 1.0 МэВ - 10 МэВ - 7 % , 10 МэВ - 15 МэВ - 9 55. Источник , j-нейтронов на базе ВЭК-13 аттестован в качестве образцового ( ОИ-Р-27) . ■ [ Экспериментальный БЗЗМ реактора ВВЭР-440 II блока Армянской АЭС. ';

Проведено исследо.'зг.чге спектров нейтронов в радиальном экспериментальном какало , расположенном по диаметру в'медианальной плоское- : ти активной зоны в боковой биологической заздгге. Канал заполнялся сборкой цилиндров кз серпентизнтового бетона (материал защиты), .'итшапконные детекторы помещались в зазорах. Спектры нейтронов ( I, . 2, 3 ) определялись для трех толщин ( 75, 150, 275 мм ) материала подвески. Характеристики поля, тепловых нейтронов не измерялись. Результаты "восстановления" приведены на рис.10. Погрешности спектра: 10-15 % - диапазон 0.5 эВ - 10 кэВ, 25-40 % - диапазон 10 кэВ - 0.5 ' Мэв, 10 % - диапазон 0.5 МэВ - 10 №В, 15 % - диапазон 10 МэВ-15 МэВ. Исследовательский реактор АРГУС. Топливом для реактора является вод кьй раствор уранил-сульфата объемом 21.I л с концентрацией урана-235 в растворе 81.3 г/л. Отражателем нейтронов является графит. Измерения спектров нейтронов проводились в двух ветикальиых каналах, располо-, женных непосредственно в графите .: ВЭК-5 (расстояние между центральными осями канала и A3 275 мм, толщина-графита .96 мм ), ВЭК-3 ( соот- . ветственно 463 и 260 мм ), а такие "в центральном канале. ( ЦЭК ). ; "Восстановление" спектров проводили экспрессной методом и по MIXER.... Соответствующие спектры нейтронов приведены на рис.И. Погрешности-споктра: 0.5 зВ - 10 кэВ - 10 %, 10 кэВ - 0.5 Мэв - 25 55, 0.5 МэВ -10 МэВ - 7 55, 10 МэВ.-15 МэВ - 10 S.'.. ■ •■

Реактор ИР-50. Исследовательский реактор ИР-50 - бассейновый реактор, типа ИРТ, работающий в стационарном режиме на мощности до 50 кВт. ■ Эксперименты проводились совместно с ВЩЙФТРИ и'НИШТ в трех облуча-тельных устройствах : экспериментальном "коробе" (ЭК) (углубление в полиэтиленовой вставке), ВЭК-4 (канал в водяном отражателе), ВЭК-1 (канал в активной зоне). Впервые использован очень широкий набор' . реакций (в фильтрах из кадмия и 6qpa и баз фильтров) - 45 реакций. "Восстановление" 'спектров выполняли по программам MIXER (МИФИ) и

ПРОСПЕКТ-МИ (ВНИИФТРИ) с последующей их оценкой. Соответствующие спектры приведены на рис.12. Погрешности "восстановленных" спектров : 0.5 эВ - 10 кэВ - 7 Ж, 10 кзВ - 0.5 МэВ - 20 %, 0.5 МэВ - 10.МэВ -7 %, 10 МэВ 15 МэВ - 10 %. Проведенные измерения позволили аттестовать облучательные устройства как образцовые.

Высокопоточный реактор СМ-2. Реактор СМ-2 - высокопоточный реактор на промежуточных нейтронах. Облучения детекторов и измерения их активности проводились сотрудниками НШШ? и ВНИИФТРИ, автор диссертации анализировал данные и "восстанавливал" по ним спектр. Измерения проводились в четырех каналах, расположенных в бериллиевом отражателе на различных расстояниях от активной зоны. Толщина слоя бериллиевого отражателя составляла 50 мм для канала ВЭК-4, ТОО мм для БКС-4, 150 мм для ВЭК-8 и 180 мм для ВЭК-II. "Восстановленные" программой MIXER спектры.приведены на рис.13. Погрешности "восстановленных" спектров : 0.5 зВ - 10 кэВ - 10 %, 10 кэВ - 0.5 Мэв - 25 %, 0.5 МэВ - 10 МзВ - 7 55, 10 - 15 МэВ - 10 %.

Реактор на быстрых нейтронах BOP-SO. На реакторе В0Р-60 проводится большой объем материаловедческих испытаний перспективных реакторных ■ материалов. Вместе с тем поля нейтронов в облучательных устройствах реактора слабо изучены. В настоящее время начата работа по систематическому экспериментальному исследованию спектров нейтронов в устройствах реактора сотрудниками Н11АР, ВНИИФТРИ и МИФИ. Измерения актива-ционных интегралов проводятся сотрудниками Ш1АР при консультациях и анализе экспериментальных данных ВНИИФТРИ и МИФИ. "Восстановления" спектров в основном проводятся в МИФИ и ВНИИФТРИ. Измерения проведены в двух облучательных устройствах : ячейке Д-23, расположенной на рас" стоянии 19.S см от центра активной зоны, и в канале ВЭК-4 за корпусом ' реактора. На.рис. 14 приведены спектры нейтронов для соответствующих облучательных устройств. Необходимо отметить, что спектр канала ВЭК-4 нуждается в дальнейшем экспериментальном уточнений. Погрешности "восстановленных" спектров : 0.5 эВ - 10 кзВ - 10 %, 10 кэВ - 0.5 Мэв - 40 %,■ 0.5 МэВ - 10 МэВ - 7 Ж, 10 МэВ - 15 МэВ - 10 %.

Спектральные характеристики вышеперечисленных облучательных устройств приведены в таблице 6.

Разработанные автором методики апробировались на трех Всесоюзных, сличениях. На первом сличении испытывались программы и алгоритмы "восстановления" спектров быстрых нейтронов. Результаты автора, полученные экспрессным методам дали минимальное уклонение от тестового

' Fxc. Э Coerrp »jirroirc* оСтслшЕсго ксточюаа CK? 21 (ТЖ-13ИТЖ«>

ftc

13 Сгапгв веятааззэ в с&рм m «раеЕГШггсэош йстаа > каш Ш) : 1 - 75 ш, 2 - 158 ш, Т - 275 к»

-з -г Ц)СК,КэЗ)

Рж

я <

0

1 • о

м

? -г о -э

1Í Спсгтта! ïitvrrptK^ в ESHajKt tôSvropQ АРГУС 1 - ЦЭ£, 2 -S3Ï-5, 3 - Ï3Î-3

12 Сиежгри ксвтровов я мнаки pernor» JÏP-30 ¡ - KU-1, 2 -ВЗХ-< ,3-38

№

Lg(g.fe&)

-< -з -г -LeCE.fbB)

ho. 1

S

13 С.тггре жатроно» » жазпллх юггторэ Gí-2 te. H Cxonpi boíttoboi ■ «аилах postropo БЯ-EÍ

-HC-4, 2-ВЖ-11. Э - ВЭИЛ - BS-E 1 -кя-t, 2-Д-23

s '

* -I

1 l ■ I 1 t 1 »

« i I ■ jr . 1 1 1 -"I < - _l___ —

1 t t »

1 t 1 1 ¡2

1 t 1 1 » / " II

— f— 1 1 si

Ч у!Г > V"

1 О 1 1 1

iQ(E.foü)

-3 -2 -1

Lg(E,№D)

ÏT.C.

\

-'.'.."' - 35 "

Спектральные характеристики облучательных устройств Таблица 6

Реактор канал Спектральная характеристика

8(0.1) 0■5) ФТ ус Т Тт Туе Р и

ИРТ МИФИ ВЭК-13 3.8 3.0 7.0(2)+10 318 81 82 0 0

МЭС спектр I 46.0 17.0

ЛАЭС спектр 2 19.0 9.5

МЭС спектр 3 8.8 5.8

АРГУС ЦЭК 5.3 4.1 7.7(2)+9 343 7.5 8.5

АРГУС ВЭК-5 . 13.5 7.7 7.1(2)+9 338 11 12

АРГУС ВЭК-3 17.4 7.9 3.3(1)+9 303 13 14

ИР-50 ВЭК-1 * 6.3 4.6 9.4(1)+24 307 12 14 0.032 0

ИР-50 ВЭК-4 * 6. 1 4 .5 4.6(1)+25 204 41 43 -0.032 0

Ир-50 .ЭК * 5.4 4.0 4.9(1)+25 308 55 56 0 0

СМ-2 ВЭК-4 « 15,3 8.6 1.97(4)+25 400 8.6 9.6 -0.004 0.477

СМ-2 БКС-4 й 17:2 9.2 1.35(4)+26 400 19 20 -0.005 0.081

СМ-2 ВЭК-6 # 21.4 10.0 3.37(6)+26 400 39 40 -0.066 0.301

СМ-2 ВЭК-П 8 13.4 7.2 3.14(6)+26 400 44 45 -0.041 0.083

Б0Р-60 ВЭК-4 « 2050 168

Б0Р-60 Д-23 « 22 11

* - ФуС нормировано на активационный интеграл реакции 3"н1<п,р> 8 - фус нормировано на активационный интеграл реакции "бсп.р)

спектра ( 10 55.). На втором сличении испытывались методы измерений активности, программы и алгоритмы "восстановления" спектров быстрых • нейтронов. Результаты автора находятся в пределах оцененных значений. • Третье сличение проводилось на реакторе ВВР-М ИЯИ АН УССР в сухом канале КС-1, расположенном за бериллиевым отражателем толщиной около 170 мм и омываемом водой.' Результаты измерений активационных интегралов по методикам, разработанных автором, находятся в' пределах погрешностей оцененных значений. На рис.15 приведены оцененный спектр нейтронов и спектры нейтронов, полученные автором. Объявленная погрешность оцененного спектра - 0.5 эВ - I кэВ - 6 %, I кэВ - 100 КЗ В- 10-20 %, 0.1 МзВ - 0.8 МэВ - 20-25 %,, 0.8 МэВ - 10 МэВ - 8 %, 10 МэВ -18 МэВ - 15 35. Расхождения наблюдаются в основном в ноитформативной области и находятся в пределах погрешностей оцененного и ■ представленного спектров, что связано с выбором априорной информации. Почти все участники использовали априорный спектр сформированный в

водо, а МИФИ - сформированный в. бериллии. На рис .16 приведено сравне- |

нио результатов, полученных МИФИ при"использовании априорного спект- \

ра, сформированного в воде. / .' . •' .. ■••• '. ' j"

Тли. 15 Бгатр жятрсва рсапора ЕР-Й. клал JC-1 fj®. К йкгтр вятрои» fcaxicja ЕВР-М, кзиал Ю-i ;

1 - Оинсии, 2 - (КМ Шрюркг гасггр дга fcpcuga) 1 - Саршша, 2 - гШ Шрараа слестр ям «ада) г

Для рутинных измерений спектров нейтронов и аварийной дозиметрии , разработан по заказу ГКАЭ активанионный спектрометр-дозиметр ЗАСАДА.. Отобраны следующие реакции :ß3Cu(n,7) - тепловые нейтроны,lö*Dy<n,7), . 115in(n,7> , 1г7кп,7) , 55ип(п,7> ,37с1<п,7) - надтепловые нейтроны, lr,3Rh(n,n') ИЛИ llsIn(n,n') , 31P(n,p) , Z7Äl(n,p) , S6Fe(n,p) , 27А1(n,tt) - быстрые нейтроны. Детекторы имеют диаметр 19 мм,а их толщину подобрали такой, чтобы отклонение в 10 % в массе детекторов не . приводило к изменению скорости счета более чем на 3 %. Измерения актизности проводятся на 4лф - проточном счетчике. Активационный шггеграл определяется методом счетных коэффициентов. Для обработки результатов используется метод вычитания вклада I/v - части сечения для детекторов надтепловых нейтронов и экспрессный метод для быстрых нейтронов. Спектрометр- дозиметр был выпущен малой серией - 1200 шт.

Спектрометр-дозиметр ЗАСАДА участвовал в международном и отечественных сличениях аварийных дозиметров и показал согласие с лучшими . системами в пределах погрешности измерений.

Применяя методику, апробированную для моделирования, средств измерений, определявших плотность потока с энергиями выше 0.1, 0.3 и 0.5 МзВ, в ходе диссертационной работы моделированы средства измерений для получения .интеграла повреядения (СНА) для кремния и стали. .

СНА. в настоящее время не может быть измерена непосредственно. Для ее получения используются косвенные четоды : интегрирование сече- ■ ния образования смещений по спектру нейтронов и использование, средств

измерений, отклик которых пропорционален СНА. Зависимость образования смещений от энергии нейтронов получают расчетный путем. Так как временные и трудовые затраты на измерение спектра очень велики, актуально создание средств измерений СНА, ориентируясь на применений актква-ционных детекторов.

Пороговые реакции были разбиты на две группы : высокочувствительные и шзкочувствигельпке. Реакции деления можно относить, как в ту, так и в другую группу в зависимости от метода измерения скорости деления. Рекомендованы следующие наборы : 1-1°3йьсп,п'),11=1п(л.п'), "1Сс1(п,п'),гС"'рь(п,п-),гз7Нр(п.1') или 45Бс(п,7), 2- *3НЬ(п,гГ), 23аи(п д С ) , ="*Ке(п, р ),*вТ1(п,х),237Нр(п.О.

Таким образом, для определения значения СНА. модно ограничиться 4-5 детекторами, при этом отличие от значений, полученных интегрированием по спектру, не превышает 10 й в усматриваемом классе спектров, характерных для большинства облучательных устройств. В таблице 7 приведено сравнение значений СНА, полученных интегрированием по спектру нейтронов и с помощью МАД, для некоторых спектров, которые не представлены а наборе спектров при определен® коэффициентов МАД.

Таблица 7

С Н А Облучательное устройство Ингегрир. по спектру МАД

СНА Логр. %

К Р е м н и й СМ-2 БКС-4 * . ВЭК-4 * ВЭК-11 * 3.48 10* 3.24 104 2.90 10 • 3.20 10* 3.06 10* 2.47 10* 12.7 8 12.5 * 13.7 »

ИР-50 ВЭК-1 ** ВЭК-4 ** • ЭК ** 1.01 10* 9.76 10. 8.34 10Э 1.06 10* 9.83 103 6.44 10 15.5 » 16.3 » 17.3 »

Б0Р-60 Д-23 *# 2.60 10* 2.75 10* 10.Э #

с т а л ь СМ-2 БКС-4 * ВЭК-4 * ВЭК-11 * 2.75 10* 2.54 10* 2.37 10* 2.84 104 2.54 10* 2.35 10 - 5.1 # 5.1 # 5.1 #

ИР-50 ВЭК-1 *# ВЭК-4 ** ЭК ** 9.42 10® 9.13 10® 8.53 10 9.51 103 9.61 10, 8.66 10* 5.3 # 5.2 в 5.1 9

Б0Р-60 Д-23 ** 1.94 10* 2.03 10* 5.3 #

. » - при погрешности активациошых ютехралов 5 % ; * - нормировка на активационный интеграл реакции эг3(пл>> ; ** - нормировка на активационный интеграл реакции 50Н1<п,р);

■ ' . ■" - 33 - У - "-У".'.Г' '"■ .■

3 А К Я ¡0 4 Е Н И Е . '';'-.

Настоящая диссертационная работа подводит итог многолетней ' деятельности автора по разработке и внедрению методов спектрометрии -нейтронов на ЯФУ. В работе автор стремился к.комплексности разработки указанного направления. Методические, технические-и программные решения объединены в единый спектрометрический комплекс, апробированный на ЯФУ различного типа. * |

К новым результатам исследований автор относит : •

1. Разработку проблешю-ориентированной библиотеки оцененных сечений, j реакций активации нейтронов CMXR) и участие в создании библиотеку • стандартизованных и рекомендованных данньк (РНМФ). • !

2. Разработку образцовых средств измерений активности и методик их применения, включающих методы определения поправочных коэффициентов.

3. Разработку новых методик определения интегральных характеристик сечений и спектральных характеристик поля нейтронов : метод отношений кадмиевых отношений, многокомпонентные детекторы для определения плотности потока нейтронов и СНА.

4. Разработку новых алгоритмов для "восстановления" спектров нейтронов и получения спектральных характеристик : экспрессный метод, итерационный метод дифференцирования интегрального спектра, аналитическая аппроксимация спектров, надтепловых нейтронов и интег-.' ральных спектров быстрых нейтронов.

5. Создание информационно- вычислительных комплексов MIXER и TDM дл; определения спектров реакторных нейтронов и нейтронов ТЯУ из результатов активационных измерений. .

6. Результаты измерений спектров нейтронов на реакторах различного типа, в том числе разработка образцового источника 0И-Р-27 на ИРТ МИФИ.

Содержание диссертации отражено в 54 публикациях, включая следующие основные работы :

1. Крамер-Агеев Е.А.,Салимов О.Н.,Трошин.В.С. Прохождение нейтронов через сферические борные фильтры.-.В сб.: Вопросы дозиметрии и защиты-от излучений. М.: Атомиздат, 1969, вып. 9, с. 3.

2. Крамер-Агеев Е.А., Тихонов Е.Г., Трошин B.C. Оценка погрешности метода минимизации относительных отклонений при обработке

■ результатов измерения пороговыми индикаторами. Там же, с.139

, - 39 -

3. Крамер-Агеев Е.А. .Мартынов Ю.Н. .Троиин B.C. Измерение абсолютной активности пороговых индикаторов.- В сб.: Вопросы дозиметрии и защиты от излучений. М.: Атошздат, 1970, вып. II, с. 181.

4. Трошин B.C., Крамер-Агеев Е.А. Экспрессный метод восстановления спектров быстрых нейтронов ядерно-физических установок при измерении пороговыми детекторами. Атомная энергия, т 29, вып.1, 1970 с. 37.

5. Рекомендованные значения эффективных порогов и сечений.

/ Трошин B.C., Крамер-Агеев Е.А.,,Васильев Р.Д., Галиев Н.В., Григорьев Е.И., Ярына В.П. - В сб. : Ядерные константы., вып. 7, 1971, с. 464.

6. Измерение спектров быстрых нейтронов с помощью пороговых детекторов ./Крамер-Агеев Е.А., Трошин B.C.., Тихонов Е.Г., Ушаков СЛ. In : Advances in physical and biological radiation detectors. IAEA, Vienna, 1971, p. 365-370. .

7. Применение метода итераций при восстановлении спектра произвольного вида экспрессным методом./ Трошин B.C., Крамер-Агеев Е.А.,

' Васильев Р.Д., Григорьев Е.И., Тарновский Г.В., Ярына В.П. В сб.: Ядерные константы, вып.7, М.: Атомиздат, 1971, с. 340.

8. Методика восстановления спектра быстрых нейтронов./Васильев Р.Д. Григорьев Е.И., Крамер-Агеев Е.А., Тарновский Г.В., Трошш B.C., Ярына В.П. -В сб.: Метрология нейтронного излучения на реакторах и ускорителях. Труды I Всесоюзного совещания, т.2,

М.: Изд-во Стандартов, 1972, с. II9-I23.

9. Об использовании активациокных детекторов в аварийных нейтронных ■ дозиметрах. / Князев В.А., Крамер-Агеев Е.А., Мартынов Ю.Н.,

Трошин B.C. Там же, с.222. 10. Рекомендации по выбору эффективных порогов и сечений реакций активации нейтронами. / Крамер-Агеев Е.А.,.Трошин B.C., Борисов Г.А. и др. Измерительная техника, 1973, I, с. 61. .II. Зонный актизационный дозиметр. / Князев В.А., Крамер-Агеев Е.А., Мартынов Ю.Н., Трошин B.C. In : Heutron monitoring for radiation protection purposes, v 2, IAEA, Vienna, 1973 p. 321-330.

12. Гречко В.В., Крамер-Агеев Е.А..Трошин B.C. Сравнение следовых детекторов деления.-В кя.: Метрология нейтронного излучения на реакторах и ускорителях. Труды II Всесоюзного совещания.

м.: ИЩИатошшформ, 1974, т i, с. 150-154. .

13. Авторское свидетельство 273007 (СССР). Крамер-Агеев Е.А., Сали-мов О.Н., Трошш B.C. Способ регистрации нейтронов промежуточ-

- 40' - / ' . . '•' '..•.'.

. ных энергий. ; • , ,

■ Id. Крамер-Агеев Е.А. ,Трошш B.C. .Тихонов В.Г. Дктивационные методы спектрометрии нейтронов. М.: Атомиздат, 1976.

15. Крамер-Агеев Е.А., Трошин B.C. Методика .восстановления,спектра быстрых нейтронов экспрессным методом.- В кн.: Метрология нейтронных измерений на ядерно-физических установках. Материалы I

' Всесоюзной школы. М.: ДНВДатоминформ, 1976, т. 2, с. 61-68.

16. Нойтрошш© аварийные дозиметры на основе -кремниевых промышленных , полупроводниковых диодов. / Крамер-Агеев Е.А., Миронов Ю.А., Синицын А.Д.,. Грошш B.C. -В сб.: Вопросы дозшетрии и защиты от излучений.М.: Атожздат, 1980, вып. 19, с. 61. J

17. Вазовый эксперимент по исследованию распределений нейтронов в гетерогенной заадтз реактора./ Болятко В.В., Вырский М.Ю., Машкович В.II., Нагаев Р.Х., Притьмов А.П., Сахаров В.К., Троашн B.C., Тихонов Е.Г. В сб.: Радиационная безопасность и защита АЭС, вып. 4, М.: Атомиздат, I960, с. 70-78.

18. Бондаре Х.Я., Камнев В.А., Трошин B.C. Применение методов МСР, РЛМП и sand-II для восстановления спектров быстрых нейтронов.

В сб.: Вопросы дозиметрии и защиты от излучений, вып. 20, М. : Энергоиздат, 1981, с. 67-71.

19. Крамер-Агеев Е.А., Трошин B.C., Фатеева Г.Н. Простой метод восстановления дифференциального спектра быстрых нейтронов из интегрального спектра. Там же, с. II0-II4.

20. Влияние погрешностей ядерных датам на точность восстановления спектров нейтронов в зашдтс реакторов. / Болятко В.В., Вырский !<!.Ю., Кашев В.А., Трошин B.C. -В кн. : Радиационная безопасность и защита АЭС, вып. 6, : Энергоиздат, 1981, с. 258

21. Программа восстановления спектров быстрых нейтронов по данным -активанионных измерений с использованием метода максимального '

■ правдоподобия (likmet и nsupro). / Болятко В.В., Вырский М.Ю., Камнев В.А..Тихонов Е.Г., Трошин B.C. -В кн. -: Радиациошая безопасность и защита АЭС, вып. 7, М.: Энергоиздат, 1982, с. 257

22. Еремин Е.А., Камнев В.А., Трошин B.C. Метод определения скорости деления в детекторах нейтронов, содержащих гэ7ир , гзви , 23zTh. ""Pu.. по регистрации р-излучения осколков Деления.

В кн.: Материалы III Всесоюзного совещания по метрологии нейтронного излучения на реакторах и ускорителях. М.: ЦЖИатоминформ, 1982, с. 79.

23. Внутриреакторная дозиметрия. Практическое руководство.

/Б.А.Брискмэн, B.B. Генералова, Е.А. Крамер-Лгеев, B.C. Трошин. М.: Энергоатомиздат, 1935.

24. Григорьев Е.И., Трошин B.C., Ярша В.II. Оценка сечения реакции ао"рь(п,п ■ >204г"рь для яейтрошо-активационного детектора.. ВАНТ, сер. Ядерные константы, вып. 3, 1986, с. 30-33

25. Troshin V.S. Measurement of activation integrals in neutron fields.-In -. Neutron physics and nuslear data measurements with accelerators and research reactors. IAEA-TEC DOC-489, Vienna, 1383, p 101-108.

26. Нейтронно-активационные детекторы для реакторных измерений. Сечения реакций взаимодействия нейтронов с ядрами. РН?.№-Д8Э : Таблицы рекомендуемых справочных данных. ГСССД Р.

/ Антропов С.Ю., Григорьев Е.И., Золотарев К.И., Лапепас A.A., Пащенко A.B., Трошин B.C., Ярьиа В.iL

27. Измерение и оценка средних сечений реакций rt4Zn<n,p)d'1Cu, °°2г(п,2п)в®2г, 1,1cd(n,!i-)lllmcd для нейтронов деления "аи.

, / Григорьев Е.И., Мелехин Ю.А., Трошин B.C., Ярына В.II. ВАНТ, сср. Ядерные константы, вып. 3, 1989, с. II7-I24

28. Нейтронно-активационные детекторы для реакторных измерений. Сечения реакций взаимодействия нейтронов с ядрами. ГСССД 131-89 М : Издательство стандартов, 1990.

/ Григорьев Е.И., Ярына. В.П., Лапенас A.A., Золотарез K.M., Корнилов Н.В., Пащенко A.B., Трошш B.C., Бондаре Х.Я.

29. Стандартизация справочных данных для нейтронно-активационных измерений. / Антропов С.Ю., Бондаре Х.Я., Григорьев Е.И., Золотарев К.И., Лапенас A.A., Пащенко A.B., Трошин B.C., Ярына В.П. В кн.: Тезисы докладов v Всесоюзного совещания по метрологии нейтронного излучения на реакторах и ускорителях. М.: ЦНИИатоминформ, 1990, с. 148-150. ,

30. Камнев В.А., Крамер-Агеев Е.А., Трошин B.C. Образцовый источник нейтронов на базе вертикального экспериментального канала

ИРТ МИФИ. Там же, с.20-22.

31. Крамер-Агеев Е.А.,Трошш B.C. Определение плотности потока 'быстрых нейтронов с энергиями выше 0.1...0.5 МэВ мальм набором активационных детекторов. Там же, c.III-112.

32. Файл реакторных нейтроншх спектров РСФ-89. /Тарковский Г.Б., Трошин B.C., Чубарова Л.В., Ярьиа В.П. Файл реакторных нейтронных спектров РСФ-89. Там же, с.151-153

33. Спектры нейтронов в экспериментальном канале II блока Армянской

' ' - 42 - ' ; " ' '' ' . ' ' . -i J

АЭС. ,/ Ифраимов В.Ю., Камнев В.А., Трошин B.C., "Черников B.C., ) Шульгин А.И. Тал же, с.175-176. : - . • ■ . !

34. Нейтронные поля для высокоточных: исследований .на реакторе ИР-50.. ' / Буторин C.B., Галиев Н.В., Григорьев Е.И., Ярына В.П.-, : Трошин B.C., Баринев АЛ., Орлов Ю.В., Разумовский М.В., . i Секаторов В.Е. Там же, с.167-170.

35. Исследование энергетических спектров нейтронов в испытательных. '•" ¡ каналах реактора СМ-2. / Куприенко В.А., Маркина Н.В., Рязанов ; Д.К.. Бойцов A.A., Хайруллин В.Г., Ярьша В.П., Григорьев Е.И., Мелехин Ю.А., Тропшн B.C. Там же, с.166. : . ■ " "• j

36. Тарновский Г.Б., Трошин B.C., Ярьша В.П., Аттестация ЭВМ-программ восстановлезтя реакторных нейтронных спектров.

Там же, C.II4-II5.

37. Авторское свидетельство № 1626895 8 октября 1990 г. Способ определения индивидуальной аварийной дозы нейтронов.

/ Борисова М.Н., Големинов Н.Г., Крамер-Агеев Е.А., Трошин B.C.'

38. Измерение и оценка среднего сечения реакции GOY(n,2n)BDY для "нейтронов деления гЭ5и. / Бойцов A.A., Григорьев Е.И.,

Трошин B.C., Ярьша В. П. ВАНТ, сер. Ядерные константы, вып. I, 1992, с. 55-56.

39. Heutron generator SNEG-13. Neutron and photon field characteristics / Vit.D. Kovalshuk, A.V. Кrasi Inikov, V.U. Bagaev,

S.I. Bobrovnik, Vas.D. K6valshuk, V.l. Trotsik, Yu.P. Martakov, V.S. Troshin, g:s. Voronin, M.P. Svin'in, A.I. Solnyshkov, D.V. Orlinskiy. M : Preprint IAË-5589/8, 1892.

Подписано в печать 2FC7. 93 Заказ И$r-> Тираж fOö

Типография H, Каширсное шоссе, 31