Теплометрия энергии потока частиц в ядерных установках и облученных материалах

Злоказов, Сергей Борисович

Теплометрия энергии потока частиц в ядерных установках и облученных материалах тема автореферата и диссертации по физике, 01.04.14 ВАК РФ

Злоказов, Сергей Борисович АВТОР

кандидата физико-математических наук УЧЕНАЯ СТЕПЕНЬ

Екатеринбург МЕСТО ЗАЩИТЫ

2000 ГОД ЗАЩИТЫ

01.04.14 КОД ВАК РФ

Диссертация по физике на тему «Теплометрия энергии потока частиц в ядерных установках и облученных материалах»

Автореферат диссертации на тему "Теплометрия энергии потока частиц в ядерных установках и облученных материалах"

РГо

2 1 Ш

На правей рукописи

ЗЛОКАЗОВ Сергей Борисович

ТЕШЮМЕТРИЯ ЭНЕРГИИ ПОТОКА ЧАСТИЦ В ЯДЕРНЫХ УСТАНОВКАХ И ОБЛУЧЕННЫХ МАТЕРИАЛАХ

Специальность-01.04.14-Теплофизика и молекулярная физика

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата физико-математических наук

Екатеринбург 2000

Работа выполнена па кафедре общей и молекулярной физики Уральского государственного университета им. А.М. Горького.

Научный руководитель

Официальные оппоненты

- доктор физико-математических наук, профессор С.Ф.Борисов.

- доктор технических наук, профессор С.Е.Щеклеин,

- кандидат физико-математических наук В.Д. Пархоменко

Ведущая организация

- Институт теплофизики УрО РАН.

Защита состоится "_£__" MWHft 2000 г. в /т ~ 00 часов на заседании диссертационного совета Д063.78.07 по защите диссертаций на соискание ученой степени доктора физико-математических наук в Уральском государственном университете им. A.M. Горького по адресу: 620083, г. Екатеринбург, К-83, пр. Ленина 51, комн. 248.

С диссертационной работой можно ознакомиться в библиотеке Уральского государственного университета им. А.М. Горького.

Автореферат разослан " " _2000 г.

Ученый секретарь диссертационного совета, доктор физико-математических наук

Н.В. Баранов

.0 2

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность темы диссертационной работы продиктована как необходимостью развития теоретических представлений о воздействии излучений на вещества, так и потребностями практики, связанными с эксплуатацией ядерных энергетических установок, созданием термоядерного реактора, применением излучений в медицине, а также с использованием излучений в технике для направленного изменения свойств материалов и технологического контроля.

Считается, что изменения свойств конструкционных материалов в ядерных реакторах обусловлены радиационными дефектами, вызванными нейтронами. Однако в последнее время высказываются обоснованные предположения о существенном влиянии радиационных дефектов, вызванных гамма-квантами, на изменение свойств корпусных сталей водо-воданых реакторов [1]. Многолетние исследования поведения графитовой кладки в процессе эксплуатации реакторов РБМК так же позволяют предположить, что влияние гамма-излучения на распухание графита является существенным фактором. Эти вопросы подлежат дальнейшим детальным исследованиям. Кроме того, актуальным является изучение воздействия гамма-квантов на химические соединения, полимерные и полупроводниковые материалы, исследование радиационного тепловыделения в конструкционных материалах, вызванного гамма-излучением в ядерных установках.

Одной из важных проблем является метрология излучений высокой интенсивности. В частности, на совещании экспертов МАГАТЭ и симпозиуме Евроатома рекомендовано при радиационных испытаниях определять поглощенные дозы с погрешностью не более 5%, а энергетические спектры - с погрешностью 20-30% [2]. Широкое развитие в мире получили методы метрологии нейтронного излучения в ядерных реакторах, разработаны национальные и международные стандарты. Общеизвестны методы дозиметрии и спектрального анализа гамма-излучения, используемые в том числе в нейтронной метрологии [3]. Однако, в силу отмеченной выше причины вопросы метрологии гамма-излучения высокой интенсивности в ядерных установках не получили достаточного развитая.

Целью диссертационной работы является:

. Разработка теоретической модели, описывающей поглощение энергии гамма-квантов в зависимости от состава поглощающей среды.

. Разработка метода определения поглощенной дозы гамма-излучения в произвольном веществе на основе теоретической модели.

• Теоретическое обоснование теплометрического метода и методики его применения для измерений поглощенной энергии излучений высокой интенсивности с целью обеспечения точности, достаточной для решения научных и прикладных задач.

• Получение экспериментальных данных для обоснования разрабатываемых теоретических положений и решения научных и прикладных задач.

Научная новизна диссертационной работа заключается в следующем:

• Разработана теоретическая модель взаимодействия гамма-квантов с веществом в диапазоне энергий от 0,1 до 10 МэВ, которая позволяет установить корреляцию поглощенных энергий в материалах различного химического состава.

• Предложен метод прогнозирования поглощения энергии гамма-квантов в любом веществе на основании ограниченного числа измерений поглощенной энергии в материалах с различными атомными номерами.

• На основе анализа метрологических характеристик детекторов теплового потока в условиях воздействия интенсивного излучения выполнена оценка влияния изменения чувствительности детекторов, фоновых тепловых потоков и перераспределения энергии вторичным излучением на результаты измерений.

• Предложен подход к определению составляющих поглощенной дозы от различных видов излучения и зависимости поглощенной энергии гамма-квантов от атомного номера вещества теплометрическим методом.

• Получены новые экспериментальные данные о поглощении энергии излучения в ядерном реакторе и предложены новые методические подходы к выполнению исследований в этой области.

Практическая ценность работы.

Проанализированы имеющиеся данные по радиационному энерговыделению в материалах, облучавшихся в реакторе ИВВ-2М. Проведены комплексные исследования в активной зоне и отражателе реактора. Получена информация о мощности поглощенной дозы от нейтронов и гамма-квантов, о спектральных характеристиках гамма излучения для основных облучательных объемов реактора ИВВ-2М. Полученные данные используются при проведении экспериментальных работ в области радиационного материаловедения;

• Выполнены экспериментальные исследования в реакторе мощности поглощенной дозы и ее составляющих для свинцово-литиевых эвтектик и литийсодержащих керамик. Результаты были использованы для описания кинетики выхода трития при исследованиях материалов бланкега термоядерного реактора в рамках международного проекта ITER;

. Разработана специальная конфигурация облучательного объема активной зоны реактора ИВВ-2М, обеспечивающая заданное соотношение доз от быстрых нейпронов и гамма-квантов для моделирования радиационных условий работы изоляционных материалов магнитопровода термоядерного реактора (ITER). Выполнены измерения поглощенных доз в исследуемых композитных материалах. Определено ограничение на содержание примеси бора в исходном материале. Результаты использованы для

описания изменения изоляционных и механических характеристик материалов при облучении в криогенных условиях;

• Выполнены измерения тепловыделения в образцах топливных элементов на основе оксидов, карбидов, нитридов урана. Определены составляющие тепловыделения от реакции деления и радиационного разогрева топливных элементов излучением реактора. Решены оптимизационные задачи по обеспечению требуемых термических и радиационных условий внутриреакгорных испытаний образцов топливных элементов для номинальной мощности и при аварийном ее увеличении. Результаты работы были использованы при разработке петлевых каналов для испытаний топливных элементов в реакторе и для описания полученных результатов петлевых испытаний по изменению физико-механических свойств топлива и кинетики выхода го него газообразных продуктов деления;

• Получены данные о радиационном тепловыделении за счет излучения реактора и вторичного излучения в образцах поглощающих элементов на основе карбида бора, европия, диспрозия и гафния. Результаты использованы для расчетов тепловых нагрузок и условий теплообмена поглощающих элементов при проектировании реакторов и замене поглощающих элементов на действующих реакторах, в том числе на реакторе ИВВ-2М;

• Определены мощности доз гамма-излучения и их зависимость от времени при облучении образцов композиционных материалов в отработанных топливных сборках ядерного реактора. Полученные данные о дозовых нагрузках использованы для обоснования возможности применении материала для консервации радиоактивных отходов;

• Выполнены расчеты и проведены экспериментальные исследования с целью формирования поля гамма-квантов в хранилище отработанных топливных сборок реактора. Исследовано изменение поля от времени я от загрузки сборок с различным временем выдержки. Результаты легли в основу создания установки для радиационной стерилизации медицинских изделий. Контроль дозы в установке обеспечен теп-лометрическим методом;

. Отработаны методики измерения активности радиоизотопной продукции. Детектором теплового потока, предоставленным Марсельским университетом, выполняются измерения р-акгивных препаратов, содержащих С14 и Р32 при энергетических выходах менее КГ® Вт. Детектором теплового потока собственной разработки измеряется активность Бе75 и 1г"2 с учетом фоновой активности 1г194;

• Для выполнения указанных выше исследований были разработаны и изготовлены детекторы теплового потока и определены их метрологические характеристики в соответствии с определенными данной работой методическими принципами и процедурами.

Работа выполнялась на реакторе ИВВ-2М и других радиационных установка: Свердловского филиала Научно-исследовательского и конструкторского институт энерготехники в России; на уникальном теплометрическом оборудовании лаборато рии теплометрии факультета Сэн-Жерома Марсельского университета права, эконо мики и естественных наук во Франции.

На защиту выносятся следующие результаты:

• теоретическая модель, описывающая поглощение энергии гамма-квантов в ве ществах в зависимости от атомного номера в виде монотонной функции, основанна на представлении сечений взаимодействия в виде взаимно независимых функцш энергии и атомного номера с нормировкой поглощенной энергии на электрон вещест ва;

• метод определения поглощенной энергии гамма-квантов в произвольном веще стве, основанный на теоретической модели;

• результаты анализа метрологических характеристик детекторов теплового по тока в условиях воздействия интенсивного излучения;

• методика применения теплометрии для реализации метода определения погло щенной энергии гамма-квантов и составляющих поглощенной дозы от различных ви дов излучения;

• экспериментальные данные и результаты анализа поглощения энергии гамма излучения в материалах, облучаемых в ядерном реакторе.

Публикации. По теме диссертации опубликовано 4 статьи, 8 тезисов докладов

Апробация работы. Основные результаты диссертационной работы доложен! и обсуждены на научно-технической конференции "Применение радионуклидов ионизирующих излучений в научных исследованиях и народном хозяйстве" (Сверх ловск,1983 г.); на Всесоюзном семинаре "Методика и техника реакторных и послере акторных экспериментов в радиационном материаловедении" (Димитровград,1983 г/ на 10-м Международном симпозиуме по реакторной дозиметрии (Осака,1999 г).

Доклад по диссертационной работе обсужден на семинаре кафедры общей молекулярной физики Уральского государственного университета и на экспертно совете факультета Сэн-Жерома Марсельского университета права, экономики и есп ственных наук во Франции.

Структура н объем диссертации. Диссертационная работа состоит из введс ния, четырех глав, заключения и списка литературы. Общий объем диссертаци составляет 142 страницы, включающих 21 рисунок, 5 таблиц, 108 наименований Л1 тературных ссылок.

ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

ВО ВВЕДЕНИИ показана астуальность темы, сформулирована цель исследования, представлены основные положения диссертации, ее научная новизна и практическое значение..

В ГЛАВЕ 1 рассматриваются излучения и их источники, широко используемые в радиационном материаловедении и технологиях, а также особенности и методы измерения их характеристик.

Характеристики излучений н источников. На основе обзора литературных данных определено, что при облучении в «аяяг нейтронов и гамма-квантов целесообразно рассматривать диапазон энергий частиц от 0,1 до 10 МэВ. В реальных энергетических спектрах доля энергии, передаваемой частицами ниже границы 0,1 МэВ, незначительна, а выше 10 МэВ незначительны потоки частиц. При рассмотрении процессов взаимодействия принято считать, что энергия вторичных заряженных частиц и ядер отдачи поглощается локально в месте их образования. Исключение составляет случай переноса энергии вторичным излучением на границе раздела сред. Для учета энергии выделяемой при ядерных реакциях важна низкоэнергетическая часть спектра нейтронов.

Исследовательским ядерным реакторам было уделено особое внимание при обзоре литературы, как основному инструменту для материаловедческих исследований. На основе анализа опубликованных данных установлено, что для элементов с небольшими атомными номерами (6С -28№) наблюдается устойчивая зависимость максимальной мощности поглощенной дозы гамма-излучения Р™" от мощности реактора IV и характерного размера активной зоны Яэкв (рис.1). Если предположить, что средние эффективные коэффициенты линейного ослабления гамма-квантов Ца для активных зон реакторов имеют примерно равные значения, то в первом приближении для сферической активной зоны радиусом К можно записать

В активных зонах, размеры которых значительно превышают длину свободного пробега гамма-квантов (\!ца), мощность дозы пропорциональна удельной объемной мощности активной зоны, или Р^Г* Ш ~ Я"3. При уменьшении активной зоны до размеров, сравнимых с длиной свободного пробега гамма-квантов, уменьшается поток фотонов во всем объеме зоны и наблюдается отклонение от этой пропорции в

(1-е I раз. Для построения зависимости использован радиус сферы, эквива-

лентной объему активной зоны реальной конфигурации Л

100

¡оо

Кзх,., см

Рис. 1. Зависимость отношения мощности поглощенной дозы гамма - излучения к мощности реактора от размера активной зоны.

Методы измерения рассмотрены применительно к интенсивным потокам гамма-квантов и частиц. Поскольку подавляющая часть поглощаемой веществом энергии выделяется в виде тепла, наиболее адекватную информацию дают калориметрические методы измерений. Один из них - теплометрический метод обладает следующими преимуществами: отсутствие влияния изменения теплофизических свойств образца на результаты измерений, высокая чувствительность и малая инерционность, возможность использования образцов в любой форме и агрегатном состоянии.

В ГЛАВЕ 2 рассматривается модель взаимодействия гамма-квантов с веществом, описывающая соотношение поглощенной энергии излучения в различных веществах.

Основные положения, принятые для построения модели, заключаются в следующем. Поглощаемая энергия нормируется на электрон среды — ре. В отличие от единиц мощности поглощенной дозы, т.е. нормировки на массу, в данном случае исключаются отличия величин, вызванные различным соотношением нуклонов в ядрах химических элементов и их изотопов. Средняя энергия, передаваемая гамма-квантами одному электрону среды, может быть выражена формулой

где: ф{Е) и Е - дифференциальная по энергии плотность потока и энергия фотонов, соответственно; 2- атомный номер химического элемента; СТе(£,2)- полное

полное

сечение поглощения на один электрон или единицу заряда ядра. Полное сечение равно сумме парциальных сечений поглощения

ае{Е,г)= (3)

1=1

Сечения взаимодействия выражены через взаимно независимые функции атомного номера вещества v1■(Z) и энергии фотонов и,{Е) в рассматриваемом диапазоне энергий от 0.1 до 10 МэВ в следующем виде

о-Дг.гЬ (г). (4)

В этом случае выражение (2) можно преобразовать в следующую формулу

П ЮМеВ

Ре = 1>,-(7) ¡щ(Е}р(Е)Ес1Е, (5)

Ы 0.1 А1еВ

где функция атомного номера V,- (2) вынесена из-под интеграла, как независящая от энергии гамма-квантов. Функции V,- (2) определяют корреляцию поглощаемых энергий в различных веществах при одинаковых условиях облучения. Интегральные множители в формуле (5) являются характеристиками поля гамма-излучения общими для всех веществ.

Принятые положения подтверждаются теоретическими представлениями и справочными данными [4] о сечениях взаимодействия гамма-квантов.

Сечение некогерентного рассеяния СГс определяется путем численного интегрирования уравнения

dac 1 1

dQ 2 [l + e(l - eos #)]2

1 + cos <9 +

2f), £2(1-cos^)2

l + e(l-cos£)

•/M,

(6)

где:£ =E /теС2 - первоначальная энергия фотона в единицах массы покоя электрона; Ге = е2/ тесг- классический радиус электрона; Q - направление движения гамма -кванта- Э - угол рассеяния; С - скорость света; те и е-масса покоя и заряд электрона; /1/7, ZI - функция некогерентного рассеяния, представляющая собой вероятность того, что атом будет переведен в возбужденное состояние, если фотон передаст импульс р любому из электронов атома. Функция некогерентного рассеяния влияет на сечение рассеяния при энергиях фотонов меньших 0,5 МэВ и относительно большой энергии связи электронов у атомов с наибольшими Z. Но в этом случае преобладает другой процесс - фотоэффект. Интегрированием уравнения (6), опуская последний множитель и разделив обе части уравнения на Z, можно получить формулу для сечения рассеяния электронами а, в виде

СГ, =«,(£). (7)

Сечение эффекта образования электрон-позитронных пар при поглощении гамма-кванта в электрическом поле ядра аа при энергиях гамма-квантов теС2 «Е « \Ъ1теС21~ХП, когда экранированием электронами электрического поля ядра можно пренебречь, описывается уравнением

(8)

где а — постоянная тонкой структуры. Указанный верхний энергетический предел составляет ~ 70 МэВ для водорода и -15 МэВ для фермия. Приближенное соотношение суммарного сечения образования пар на электронах атома СТае и сечения образования пар в поле ядра равно

а^са-ги^уг. (9)

Эффект образования элекгрон-позитронных пар наиболее значителен для тяжелых элементов, у которых согласно формуле (9) вклад эффекта от электронов относительно мал. Учитывая это, за основу для определения зависимости сечения образования пар, нормированного на единицу заряда, ст2 от атомного номера было принято уравнение (8). На рис. 2 показаны результаты аппроксимации а2, рассчитанные по справочным данным в виде

аг=и2(Е)г. (10)

В области значений энергий и атомных номеров, для которых вклад эффекта образования пар имеет существенное значение, погрешность аппроксимации не превышает погрешности используемых данных.

Рис. 2. Зависимость сечения образования пар сг2 от атомного номера при энергии гамма-квантов: □-10 МэВ,8 МэВ, V- 6 МэВ, в - 4 МэВ, — - аппроксимация по формуле (10).

Сечение фотопоглощения гамма-квантов характерно тем, что в энергетический диапазон, ограниченный снизу энергией 0.1 МэВ, попадают только резонансы поглощения на электронной К - оболочке наиболее тяжелых атомов. Для свинца энергия ионизации К - оболочки равна 0.088 МэВ, а для урана - 0.116 МэВ. Для случая, когда кинетическая энергия электрона отдачи велика по сравнению с потенциалом иониз-ции, сечение фотоэффекта аТ для К-оболочки может быть выражено формулой

32>/2 _ 2 4'7'5С \-7/2

-л-г.

а*1\е)-1П. (11)

Вклад от других электронных оболочек увеличивает сечение примерно на 20%. При энергиях гамма-квантов значительно превышающих энергию иониизации К-оболочки (Е >0,5 МэВ), сечение фотоэффекта пропорционально уже не Е~1П, а Е~1. Это объясняется тем, что выражение (11) получено в нерелятивистском приближении, а при столь высоких энергиях фотонов релятивистские эффекта имеют существенное значение. Поскольку зависимость сечения фотоэффекта от энергии не постоянна, а потенциал ионизации зависит от ¿, , появляется неявная дополнительная зависимость сечения от Е. Справочные данные были аппроксимированы степенной зависимостью сечения фотопоглощения на электрон сг3 в виде

а,=щ{Е)гт. (12)

Показатель степени т был определен из соотношения

+ (13)

при условии минимизации среднеквадратичных отклонений от исходных данных. Расчеты выполнялись с учетом статистического веса фотоэффекта в суммарном поглощении. При этом получено оптимальное значение показателя степени т, равное 3.22. Результаты такой аппроксимации сечений фотоэффекта сг3 показаны на рис 3. Погрешности используемых сечений фотоэффекта между К-границей поглощения и 0.2 МэВ равны -10%, а при энергиях от 0.2 до 10 МэВ - до 20%. Погрешность аппроксимации не превышает погрешностей используемых данных в области значений энергий гамма-квантов и атомных номеров, для которых вклад фотоэффекта в суммарное поглощение энергии существенен. Исключение составляет небольшая область, ограниченная максимальными атомными номерами Z >90 и минимальными энергиями фотонов Е< 0.14 МэВ, в которую попадают границы поглощения на К - оболочках. Эта область {Е, 2}, конечно, не может быть описана простым соотношением (12), но она вряд ли будет иметь большое практическое значение.

10 20

50 100

Рис. 3. Зависимость сечения фотопоглощения аг от атомного номера при энергии гамма-квантов: е - 0,1 МэВ, V - 0.2 МэВ, ▼ - 0.3 МэВ, О - 0.5 МэВ, ■ - 1.0 МэВ, —— - аппроксимация по формуле (12).

Полное сечение поглощения, учитывая соотношения (7), (10) и (12), можно выразить формулой

сге =и1{Е) + и2{Е)-г + и3{Е)-гт. (14)

Для моноэнергетических гамма-квантов в выражении (14) функции и • (Е) являются постоянными величинами. Соответственно это выражение можно записать в виде

. (15)

где ку - константы, соответствующие у — тому значению энергии гамма-квантов. На рис. 4 представлены зависимости (15) и использованные справочные данные.

100

Рис. 4. Зависимость сечения поглощения гамма-квантов сгс от атомного номера при энергии гамма-квантов: ф - 0,1 МэВ, 7 - 02 МэВ, ▼ - 0.5 МэВ, О - 2 МэВ, В - 10 МэВ, __ - аппроксимация по формуле (15).

Уравнение для поглощаемой энергии (5), учитывая выражение (15), можно привести к форме

ре=К^+К22 + Кг2т. (16)

Выражение (16) является монотонной функцией X. Оно может быть использовано для любого непрерывного спектра фотонов в интервале энергий от ЕЫп до Етгх при условии, что ЕтЬ > 0,1 МэВ, а Е^ < ЮМэВ. Соответственно ре и К1 могут определяться как р^ и К у для интервала энергий от Еу до £ при фупповом

представлении энергетических зависимостей или для моноэнергетических фотонов с энергией . Для сложного вещества (химическое соединение, сплав и пр.) выражение (16) принимает вид

Ре=К,+ К2 + Къ ЕС,, (17)

1=1 1=1

N X¡"¿I

где с1 = {х121)!{А1 X -) - Д°ля электронов элемента I в веществе; хи

/=I А'

7.1 - массовая доля, атомные масса и номер элемента / соответственно.

В ГЛАВЕ 3 кратко рассмотрены методы спектральных параметров для прогнозирования поглощенных доз в различных материалах и методы восстановления спектров гамма-квантов по результатам измерений.

Метод прогнозирования поглощенной энергии в произвольном веществе основывается на определении параметров К^ путем решения системы уравнений (16) с использованием трех или более известных значений поглощаемой энергии ре для материалов с различными атомными номерами.

Для моноэнергетических гамма-квантов результаты расчетов параметров К^ приведены в таблице 1. В качестве исходных данных приняты величины ре в углероде, титане и вольфраме, рассчитанные для единичной плотности потока гамма-квантов, с использованием сечений поглощения энергии гамма-квантов [4]. Исходя из полученной зависимости ре{2), рассчитаны мощности поглощенных доз Рса[ для ряда элементов с атомными номерами от 1 до 100. Мощности поглощенных доз для тех же элементов и условий получены прямым расчетом с использованием сечений поглощения. Практически во всем диапазоне энергий гамма-квантов и атомных номеров отклонения значений Рса1 от (таблица 1), не превышают погрешности используемых данных. Исключение составляет область больших 2 при энергиях £'<0.2 Мэв. Вариации исходных данных для решения системы уравнений (16) с заменой титана в качестве исходного материала на железо или цирконий, а вольфрама

Таблица 1

Результаты расчетов мощностей поглощенных доз в полях моноэнергетических гамма - квантов

по исходным данным для 22Т1, 74\У.

Е, МэВ Параметры, 10'4 МэВ/с Отклонения расчетов 8 = (1 - Риь/ Рс,|).100%

к, К2 К3 •н 1зА1 4о2г 5сЗп 82РЬ 92и 100рН1

0,15 0,0796 -мздо-4 5,52.10"6 -1,8 5,6 -3,2 -13,0 -11,7 -5,1 6,0 12,4 18,4

0,0797 0 5,40.10'6 -1,9 4,2 -6,2 -16,1 -16,0 -7,7 3,7 10,3 16,0

0,2 0,0900 -3,73.10*4 2,58.10"6 1,1 0,3 -1,2 -7,7 -8,3 -3,3 4,9 9,9 14,3

0,0878 0 2,55. Ю-4 -0,9 2,9 2,2 5,7 -7,2 -3,8 3,9 8,7 13,1

0,5 0,0992 -1.07.10'7 2,47.10'7 0,5 -0,6 0 0 0 0 0,9 1,3 1,6

0,0985 0 2,43.10'7 0 -0,7 1,9 2,3 1,8 1,6 1,5 1,5 1,5

1,0 0,0932 -4,86.10'5 5,б7.10'8 0,2 0 -0,2 0,2 1,5 0,8 2,3 1,7 1,2

0,0929 0 5,20.10'8 0 0,2 0,6 0,8 1,9 0,7 0 -1,5 -2,5

2,0 0,0779 1,54.10"4 2,07.10'8 0,3 0 -0,2 -0,5 0 -0,6 0 0 0

5,0 0,0521 ипло0 3,27.10'9 -0,8 -0,4 -0,6 -1,0 -1,1 0. 0 0.9 1,5

10,0 0,0357 2,14.10'5 -1,7.10® -1,3 0,4 0,8 1,5 1,2 0,6 -1,6 -3,5 -6,9

0,0372 1,88.10"3 0 2,1 -2,4 -4,5 -4,0 -3,8 -1,3 1,0 3,3 3,1

на свинец вызывали некоторое перераспределение отклонений между отдельными значениями 2, но не привели к существенным изменениям амплитуды отклонений. Для области энергий гамма-квантов £"<1 МэВ получены малые по величине, но физически бессмысленные значения параметра К2 в отсутствии эффекта образования элеюрон-позитронных пар. Для энергии 10 iMэB также был получен малый по величине отрицательный параметр К1 при отсутствии фотоэффекта. В обоих случаях, как для низких, так и для высоких энергий гамма-квантов, замена системы уравнений (16) на системы из двух уравнений с исключением исходных данных для титана не приводит к существенным изменениям в получаемых результатах. Расчеты поглощения энергии в результате отдельных эффектов взаимодействия, выполненные по полученным значениям параметров КиК2,Кг и по сечениям взаимодействия, показали, что предлагаемый метод позволяет определить доли энергии, поглощенной в результате отдельных эффектов взаимодействия, при их величине более 10% с погрешностью исходных данных для сечений.

В случаях непрерывных энергетических спектров гамма-квантов для проверки метода были использованы опубликованные данные по мощностям поглощенных доз в различных материалах, облучаемых в ядерных реакторах . Расчеты выполнялись по описанным выше процедурам, как и в случае моноэнергетических гамма-квантов. На рис. 5 показаны зависимости рДи), полученные решением системы уравнений (16) с

Рис. 5. Зависимость средней поглощаемой энергии гамма-квантов на электрон от атомного номера: X -для спектра гамма-квантов деления; о - в активной зоне реактора ВВР-Ц;

О - в активной зоне реактора ВЕРО; д - в активной зоне реактора СМ - 2; --расчёт по поглощённым дозам в графите,цирконии и свинце.

О 20 40 60 80 ¡00

использованием в качестве исходных данных мощностей поглощенных доз от гамма-квантов в графите, цирконии и свинце. Расчетные величины ре{&) нормированы на составляющие рассеяния К, для удобства сравнения. Среднеквадратичные отклонения рассчитанных с использованием данного метода мощностей поглощенных доз от экспериментальных данных не превышают 5%, что не превышает погрешностей, указанных авторами публикаций.

Применение метода. Точность определения параметров К,- системы уравнений (16) сильно зависит от погрешностей используемых исходных данных. Причем главным фактором, определяющим устойчивость решений, является не погрешность определения абсолютных величин, а погрешность соотношений между ними -Ре{\)! Ре{п)> Рс{2) 1 Ре(п) и т-д-> Ь соответственно, измеренных мощностей по-гло-щенных доз - Ру{\)IIи т-д- Д™ снижения влияния погрешностей исходных данных было использовано переопределение системы уравнений за счет использования большего числа исходных значений ре(Z). При выполнении экспериментальных исследований для решения системы использовались измеренные теплометрическим методом поглощенные энергии гамма-излучения в образцах С, Бе, Хх, Бп, РЬ,

Использование полученных зависимостей ре(7,\ позволяет рассчитать поглощенную энергию гамма-излучения для любых веществ при определении вкладов в поглощенную дозу от различных видов излучения. Соотношение между К^ несет информацию о спектре гамма-квантов. При решении задачи восстановления спектра гамма-квантов возможны операции с параметрами К,, учитывая равенство

= . (18) У

При этом К) определяется гамма-квантами всего энергетического диапазона, Кг -квантами с Е>2теС2=1,02 МэВ, а Кг - преимущественно квантами с Е< 1 МэВ.

В ГЛАВЕ 4 рассматривается методика применения теплометрии поглощения энергии в материалах под действием излучения. Основным элементом используемых детекторов теплового потока [3] является батарея термоэлементов, образующая равномерный теплопроводящий слой на поверхности измерительной ячейки (образца) и изменяющая свои электрические свойства (термо-ЭДС) пропорционально разностям температур на ее внешней и внутренней поверхностях относительно образца. В соответствии с теоремой Остроградского-Гаусса интегральный тепловой поток {2 через замкнутую поверхность Б равен мощности источников тепла в объеме V, замкнутом этой поверхностью

e=z

..AT, = (21)

Q = §q-dS = ftjdivq-dV . (19)

5 с

где <у - вектор плотности теплового потока. Для термобатареи, состоящей из п дискретных термоэлементов сечением Sj, через которые протекают тепловые потоки ijj, учитывая что векторы q и S коллинеарны, интегральный тепловой поток может быть выражен формулой

Q^jfq-dS^tqrSi. (20)

S '='

Принимая во внимание закон теплопроводности Фурье, а так же то, что сечение S и длина d термоэлементов одинаковы и перепад температур на термоэлементе АТ,-вызывает дифференциальную термо-ЭДС , выражение (20) можно преобразовать

А^р

где: Лт - теплопроводность, £ - удельная термо -ЭДС на один градус, ^-термо-ЭДС всей термобатареи. Величина -S) равна чувствительности детектора т], ко-

торая определяется с помощью электронагревателя, смонтированного внутри, либо устанавливаемого в детектор вместо образца.

Изменение чувствительности детектора теплового потока обусловлено температурной зависимостью теплопроводности материалов термоэлементов и может быть описано формулой

^ffti-iy-Hr1, (22)

* 0 1=1

где:Т- средняя температура термоэлементов (термобатареи), а — коэффициент температурной зависимости теплопроводности. Среднюю температуру термобатареи определяют радиационный разогрев (в том числе элементов конструкции), термическое сопротивление конструкции детектора и условия теплоотдачи в окружающую среду. Однако эти факторы не оказывают непосредственного влияния на чувствительность, что подтверждено экспериментально (рис.6). На практике для изменения чувствительности хромель-алюмелевой термобатареи в диапазоне температур до 150 °С достаточно использования двух первых членов ряда в формуле (22), а до 500 °С - трех.

Фоновое тепловыделение, вызванное радиационным разогревом термобатареи и других конструкций детектора теплового потока в поле внешнего излучения, учитывается с помощью измерений идентичными детекторами с образцом и без него в одних и тех же условиях. При доле фонового тепловыделения m, полагая, что относительная погрешность измерений тепловыделений обоими детекторами одинакова и равна 8С, можно описать относительную погрешность определения тепловыделения

Рис. 6. Зависимость чувствительности детектора теплового потока от температуры: О - до облучения (в условиях свободной и вынужденной конвекции); 0 - после облучения; д - во время облучения.

в образце 5 следующей формулой

Точность результатов в значительной степени зависит от величины фонового тепловыделения (рис.7) При выборе параметров образцов и конструктивных элементов детекторов было обеспечено радиационное тепловыделение в образцах вдвое

Рис. 7. Зависимость погрешности определения тепловыделения в образце от доли фонового тепловыделения при погрешности измерений: 1- 1%; 2 - 3%; 3 - 5%; 4 - 10%

превышающее тепловыделение в конструкциях (т < 1/3), что обеспечивает минимальные погрешности, связанные с учетом фонового тепловыделения.

Выбор образцов для реализации разработанного метода определяется выбранными материалами и необходимостью обеспечить эквивалентность условий измерений для всех образцов. Так для принятого набора материалов (СН2)П, С, Ре, Ъх, Бп, РЬ наружный диаметр цилиндрических образцов 10 мм был принят исходя из удовлетворительного соотношения фонового и полного ожидаемого тепловыделения для легких образцов графита и полиэтилена при незначительном искажении поля нейтронов и гамма-квантов. При использовании металлических образцов таких же размеров в них следует ожидать значительное и различное для образцов из разных химических элементов экранирование поля гамма-излучения. В этом случае средние потоки и спектр гамма-квантов в образцах будут разными, соответственно решение системы уравнений (16) с использованием данных таких измерений даст неверный результат. Поэтому металлические образцы при тех же внешних размерах были сделаны трубчатой формы. Параметры образцов (таблица 2) рассчитывались исходя из равенства поглощаемой энергии во всех образцах с использованием спектра гамма-квантов деления 235и. В таблице 2 приведены так же результаты расчетов поглощения в образцах вторичных фотонов с энергией 0,511 МэВ, возникающих в результате аннигиляции позитронов при эффекте образования электрон-позитронных пар. Неэквивалентность поглощения данными образцами энергии гамма-квантов при эффекте образования пар незначительна.

Таблица 2

Расчетные параметры образцов

Материал образца

(СН2)„ бС 2бРе 4С^Г 50^П нРЬ

Масса образца, г 3.4 6.5 11 9.2 5.5 3.5

Внутренний диаметр образца, мм - - 8.0 8.0 9.0 9.6

Доля поглощения аннигиляцион-ных фотонов 0.02 0.03 0.06 0.06 0.04 0.06

Перенос энергии вторичным излучением, возникающим при поглощении нейтронов и гамма-квантов в образце и окружающих его конструкциях детектора может значительно влиять на результаты измерений. В данном случае речь идет о соблюдении электронного равновесия - равенства энергий переносимых электронами (Р-частицами) из образца к конструкционным элементам и в обратном направлении. В данной работе предложено за счет подбора материалов и расположения конструкционных элементов между образцом и термобатареей обеспечить слой практически прозрачный для нейтронного и гамма-излучений, но поглощающий вторичные заряженные частицы. Тогда тепловой поток (2с с поверхности поглощающего слоя •У,, в

окружающую среду при наличии образца массой М и мощности поглощенной в нем дозы Р можно выразил.

йс = РМ + • <1Т0 + • (180 -#Г<Й0 , (24)

$0 5*0 Уо

где: ¿¡г—плотность потока тепла, выделяющегося в поглощающем слое за счет поглощения первичного излучения, У0 и / ллотности потока энергии частиц от внешних конструкций и поглощающего слоя, соответственно. Для точно такого же слоя, но в отсутствии образца, тепловой поток будет равен

^ = #7 • ¿¿¡о + $Ро • о -§Г<Й0 . (25)

% $0 ¿0 Вычитание выражения (25) из выражения (24), дает разность тепловых потоков детекторов с образцом и фонового равную мощности поглощенной дозы, умноженной на массу образца, то есть поглощаемой в образце энергии первичного излучения. Таким образом, если сформулированные выше условия для поглощающего слоя в детекторе теплового потока выполняются, то электронное равновесие при измерениях калориметрической системой, включающей фоновый детектор, будет соблюдено. В качестве такого поглощающего слоя в описанной выше конструкции детекторов теплового потока может быть выделен электронагреватель с электроизоляцией и прилегающая к ним часть конструкции термобатареи, тепловыделение в которой вызовет адекватный перепад температур на термоэлементах. Средняя поверхностная плотность такого слоя составила -2 г/см2. Главные составляющие этого слоя никель и хром, содержащиеся в металлических сплавах указанных конструкций. Поглощающая способность этого слоя к нейтронам незначительна, к гамма-квантам в два раза меньше чем у образцов, согласно принятому выше условию по величине фонового тепловыделения. Расчетные оценки для потоков электронов и Р-частиц из окружающих конструкций показали более чем десятикратное ослабление, что достаточно, чтобы погрешности, связанные с отклонением от электронного равновесия, не превышали 1%.

Измерения в реакторе выполнялись с набором образцов (СН2)П, С, Ре, Ъх, Бп, РЬ. Вклады в поглощенные дозы от нейтронов и гамма-квантов определялись исходя из соотношений Ру с,у2/РуС=К у; РП£Н21 Рп<с=Кп и измеренных поглощенных доз в графите и полиэтилене. Поглощение энергии гамма-квантов и нейтронов в этих материалах происходит в основном в результате рассеяния. При этом К у практически постоянен и равен 1,14, а Кп слабо изменяется для спектров нейтронов разных реакторов. Для расчета Кп было выполнено определение спектра нейтронов по активации пороговых детекторов. На основании этих данных определены вклады в поглощенную дозу от нейтронов и гамма-квантов для водорода и углерода, рассчи-

га вались Кп и поглощенные дозы от нейтронов для других материалов. Для определения зависимости ре(2Г) использовались полученные экспериментально значения мощностей поглощешшх доз гамма-излучения для всех, указанных выше химических элементов, и их комбинации.

В процессе экспериментов отработаны процедуры выполнения теплометриче-ских измерений, вопросы мониторирования измерений и процессов облучения в реакторе. Полученные данные о величинах и распределении мощностей поглощенных доз для различных материалов показали, что по объему активной зоны, а также при уда-пении в глубь отражателя (рис.8) отношения поглощенных доз гамма-излучения для различных материалов сохраняются практически постоянными в пределах погрешностей эксперимента. В случае отражателя это подтверждает теорему Фано о состоянии

Л. см

Рис. 8 Изменение поглощаемой энергии гамма-квантов в О - графите, о - железе, V - цирконии,у - свинце и энергии нейтронов в водороде - □ по радиусу отражателя

условного равновесия, устанавливающегося при распространении гамма-квантов в :реде [5], согласно которой функция потока фотонов <р\г,о>,Е^ при энергиях фотонов Б в точке г значительно меньших начальных энергий имеет вид

р(г,ю,£)=/(г).г&£), (26)

где: со - единичный вектор направления движения фотона; / и ^ - функции пространственного и энергетического распределения фотонов, соответственно. С учетом уравнения (16) поглощение энергии веществами в отражателе можно описать формулой

ре{г,г)={кх+к2г+къ2т).^г), (27)

в которой _Дг) имеет вид е ^ для приведенного на рис.8 случая.

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ И ВЫВОДЫ

1. На основе анализа теоретических представлений и данных о сечениях взаимодействия с веществом для гамма-квантов с энергией от 0,1 до 10 МэВ установлено, что:

• представление сечений взаимодействия гамма-квантов с веществом в виде взаимно независимых функций энергии гамма-квантов и атомного номера вещества описывает сечения взаимодействия в пределах погрешностей, с которыми они известны;

• среднее поглощение энергии гамма-квантов на электрон вещества может быть представлено в виде монотонной функции атомного номера;

• теоретическая модель, описывает зависимость поглощения энергии гамма-квантов произвольного энергетического спектра от атомного номера вещества;

2. На основе теоретической модели взаимодействия разработан метод определения мощности поглощенной дозы в произвольных веществах. Выполненные расчетные проверки и экспериментальные исследования показали, что:

• метод позволяет определять поглощенную дозу в произвольном веществе в условиях облучения, в которых известны поглощаемые энергии для трех или более химических элементов с удовлетворительной погрешностью;

• метод расширяет возможности и процедуры экспериментального определения составляющих поглощенной дозы от разных видов излучения и энергетического спектра гамма-квантов.

3. На основе анализа процессов в теплометрической системе в условиях облучения и экспериментальных исследований установлено:

• чувствительность теплометрических детекторов зависит от температуры из-за изменения теплопроводности материалов термобатареи;

• фоновое тепловыделение в конструкциях теплометрических детекторов существенно влияет на погрешности измеряемых величин, которые могут быть оценены и минимизированы в соответствии с разработанными рекомендациями;

• перераспределение энергии в теплометрической системе за счет вторичного излучения может быть скомпенсировано введением поглощающего слоя с рекомендованными свойствами;

• экспериментальные тесты подтверждают результаты анализа метрологических характеристик детекторов теплового потока.

4. На основе результатов экспериментов и анализа опубликованных данны> сделаны обобщения, которые могут быть полезны при проведении исследований ш ядерных реакторах:

• спектр гамма-квантов практически постоянен в пределах активной зоны, а г отражателе согласно с теоремой Фано устанавливается равновесный спектр;

• выявленные зависимости поглощенной энергии гамма-излучения от параметров активной зоны ядерного реактора и от атомного номера вещества позволяют производить оценки ожидаемых величин и качественный контроль имеющихся данных о мощностях поглощенных доз.

СПИСОК ЦИТИРУЕМОЙ ЛИТЕРАТУРЫ

I. Zaritsky, S., Osmera, В., Valenta.V. et. al. Review of Problems and Requirements in WER Reactor Type Pessure Vessel Dosimetry. - In Book of Abstracts, the 10th International Simposium on Reactor Dosimetry, Osaka, 1999, p. 30.

I. Determination of Absorbed Dose in Reactors. - Vienna, IAEA Technical Reports Sries Sfol27,1971.

1. Брискман Б. А., Генералова B.B., Крамер-Агеев E.A., Трошин B.C., Внутриреакгор-иая дозиметрия-М.: Энергоатомиздат, 1985.

1. Сторм Э., Е., Исраэль X. Сечение взаимодействия гамма-излучения. - М.: Атомиз-цат, 1973.

5. Фано У., Спенсер JI., Бергер М. Перенос гамма-излучения.- М.: Госатомиздат, 1963. СПИСОК ПУБЛИКАЦИЙ ПО ТЕМЕ ДИССЕРТАЦИИ

1. Злоказов С.Б., Дербишер Е.Д. Энергетические характеристики гамма-излучения. - Вопросы атомной науки и техники, Сер.; Физика и техника ядерных реакторов, 1986, вып.4, с.67.

2. Зеленое В.И., Алексеев В.И., Афанасьев П.Г., Злоказов С.Б., Карпечко С.Г., Пам-пура В.Б., Постников В.В., Сафин Ю.А., Уваров В.И. Метрологические характеристики малогабаритных внутризонных датчиков контроля условий облучения реакторных материалов. - Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Атомное материаловедение. 1984, вып.2(20), с.47.

3. Злоказов С.Б., Афанасьев П.Г., Наливаев В.И., Пампура В.Б., Сафин Ю.А., Уваров В.И. Малогабаритные термонейтронные датчики для контроля плотности потока тепловых нейтронов. - Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Физика и техника идерных реакторов, 1982, вып. 1(23), с.32.

I. Злоказов С.Б., Зырянов А.П., Токарев В.И., Антипенков А.Б., Стребков Ю.С. Создание стенда РИТМ на реакторе ИВВ-2М для испытания моделей керамического эланкета .- В кн.: Радиационное воздействие на материалы термоядерных реакторов. Санкт-Петербург, 1992, с.67.

5. Zlokazov, S.B. Dosimetry Techniques Developed for Radiation Monitoring of Irradiation Experiments in the IVV-2M Research Reactor. - In Book of Abstracts, the 10th International Simposium on Reactor Dosimetry, 1999, Osaka, p. 147.

6. Дербишер Е.Д., Злоказов С.Б., Сафин ЮА. Экспериментальное определение pi диационного энерговыделения в конструкционных материалах в активной зоне и on ражателе реактора ИВВ-2М- В кн.: Тезисы докладов Всесоюзного семинара «Mi тодика и техника реакторных и послереакторных экспериментов в радиационном мг теризловедении». Димигровград, 1983, часть 1, с.27.

7. Дербишер Е.Д., Злоказов С.Б., Сафин Ю.А. Экспериментальное определение рс диационного энерговыделения при ампулъных и петлевых испытаниях твэлов в ядеу ном реакторе. — Там же, часть 1, с.27.

8. Дербишер Е.Д., Злоказов С.Б., Сафин ЮА. Некоторые методические вопроа измерения поглощенной дозы в материалах при испытаниях в ядерном реакторе. Там же, часть 1, с.29.

9. Злоказов С.Б., Сафин Ю.А., Уваров В.И. Использование малогабаритных датчъ ков для оптимизации условий испытаний экспериментальных каналов. - Там же, част 1, с.28.

10. Злоказов С.Б., Дербишер Е.Д., Сафин Ю.А. Радиационное энерговыделение в коь струкционных материалах, облучаемых в исследовательском ядерном реактор ИВВ-2М. - В кн.: Тезисы докладов научно-технической конференции «Применени радионуклидов и ионизирующих излучений в научных исследованиях и народном х< зяйстве». Свердловск: НТО, 1983, часть 1, с.78.

11. Злоказов С.Б., Сафин Ю.А. Некоторые методические аспекты исследований хс рактеристик высокоинтенсивного ионизирующего излучения. - Там же, часть 1, с.76. 12.3локазов С.Б., Дербишер Е.Д., Уваров В.И. Исследование технических характера стик малогабаритных датчиков нейтронов и гамма-квантов,- Там же, часть 1, с.77.

Подписано в печать ^■ "2-000_ Формат 60x84 1/16

Бумага Л ¿ЯСЧОЯ_ Уч. - изд. л. 1__Усл. печ. л. ^

Тираж. 1Сб Зак. № 265 Печать офсетная

620083, Екатеринбург, К-83, пр. Ленина, S1. Тилолаборатория УрГУ

Содержание диссертации автор исследовательской работы: кандидата физико-математических наук, Злоказов, Сергей Борисович

ВВЕДЕНИЕ

ГЛАВА 1. ХАРАКТЕРИСТИКИ ИЗЛУЧЕНИЙ И МЕТОДЫ

ИХ РЕГИСТРАЦИИ

1.1 Характеристики излучений и источников

1.2 Методы измерений

ГЛАВА 2. МОДЕЛЬ ВЗАИМОДЕЙСТВИЯ ГАММА

КВАНТОВ С ВЕЩЕСТВОМ

2.1 Особенности взаимодействия'рамма'-квантов с веществом и исходные предположения для пострбения модели

2.2 Анализ сечений взаимодействия гамма-квантов с веществом

2.3 Основные уравнения модели взаимодействия

ГЛАВА 3. МЕТОД ОПРЕДЕЛЕНИЯ ПОГЛОЩЕННОЙ ЭНЕРГИИ ГАММА - КВАНТОВ

3.1 Методы, использующие спектральные параметры гаммаизлучения

3.2 Использование модели взаимодействия гамма-квантов с веществом для разработки метода определения поглощенной дозы

3.3 Применение метода энергетических характеристик гаммаизлучения

ГЛАВА 4. ПРИМЕНЕНИЕ ТЕПЛОМЕТРИЧЕСКОГО МЕТОДА ДЛЯ ИЗМЕРЕНИЯ ПОГЛОЩЕНИЯ ЭНЕРГИИ ИЗЛУЧЕНИЯ В МАТЕРИАЛАХ

4.1 Основы метода и его применения в условиях интенсивного излучения

4ЛЛ Конструкция и принцип работы детекторов теплового потока, использовавшихся для измерений в реакторе

4.1.2 Влияние фонового тепловыделения в детекторах теплового потока на погрешность определения тепловыделения в образце

4.1.3 Калибровка детекторов теплового потока

4.1.4 Выбор образцов

4.1.5 Энергетический обмен в детекторах теплового потока за счет вторичного излучения

4.2 Экспериментальные исследования на реакторе

4.2.1 Краткое описание реактора

4.2.2 Методика выполнения измерений в реакторе

4.2.3 Мониторирование условий облучения для повышения точности определения поглощенных доз

4.2.4 Основные результаты применения разработанных методов в исследованиях на ядерном реакторе

Введение диссертация по физике, на тему "Теплометрия энергии потока частиц в ядерных установках и облученных материалах"

Актуальность темы диссертационной работы продиктована как необходимостью развития теоретических представлений о воздействии излучений на вещества, так и потребностями практики, связанными с эксплуатацией ядерных энергетических установок [1], созданием термоядерного реактора [2], применением излучений в медицине [5-7], а также с использованием излучений в науке и технике для направленного изменения свойств материалов [3-5], технологического контроля и пр. [8-9].

Считается, что изменения свойств конструкционных материалов в ядерных реакторах обусловлены радиационными дефектами, вызванными нейтронами. Однако в последнее время высказываются обоснованные предположения о существенном влиянии радиационных дефектов, вызванных гамма-квантами, на изменение свойств корпусных сталей водо-водяных реакторов. Многолетние исследования поведения графитовой кладки в процессе эксплуатации реакторов РБМК так же позволяют предположить, что влияние гамма-излучения на распухание графита является существенным фактором. Эти вопросы подлежат дальнейшим детальным исследованиям. Кроме того, актуальным является изучение воздействия гамма-квантов на химические соединения, полимерные и полупроводниковые материалы, исследование радиационного тепловыделения в конструкционных материалах, вызванного гамма-излучением в ядерных установках.

Одной из важных проблем является метрология излучений высокой интенсивности. В частности, на совещании экспертов МАГАТЭ и симпозиуме Евроатома рекомендовано при радиационных испытаниях определять поглощенные дозы с погрешностью не более 5%, а энергетические спектры - с погрешностью 20-30% [10]. Широкое развитие в мире получили методы метрологии нейтронного излучения в ядерных реакторах, разработаны национальные и международные стандарты. Общеизвестны методы дозиметрии и спектрального анализа гамма-излучения, используемые в том числе в нейтронной метрологии. Однако, в силу отмеченной выше причины вопросы метрологии гамма-излучения высокой интенсивности в ядерных установках не получили достаточного развития.

Определяемые величины при измерениях излучений высокой интенсивности имеют интегральный характер, так как обусловлены обычно широким диапазоном энергетического распределения частиц. Детекторы, как правило, имеют чувствительность, меняющуюся в зависимости от энергии частиц. В этой связи характер взаимодействия гамма-квантов с веществом обуславливает проблемы соответствия результатов измерений и поглощенной энергии в реальных объектах облучения. Существуют так же проблемы искажения поля излучения детектирующей системой и воздействия излучения на детектирующую систему.

Целью диссертационной работы является:

• Разработка теоретической модели, описывающей поглощение энергии гамма-квантов в зависимости от состава поглощающей среды.

• Разработка метода определения поглощенной дозы гамма-излучения в произвольном веществе на основе теоретической модели.

Работа выполнялась на реакторе ИВВ-2М и других радиационных установках Свердловского филиала Научно-исследовательского и конструкторского института энерготехники в России, на уникальном тепломет-рическом оборудовании лаборатории теплометрии факультета Сэн-Жером Марсельского университета права, экономики и естественных наук во Франции.

В диссертации теоретически обоснованы и экспериментально проверены следующие научные положения, выносимые на защиту:

• теоретическая модель, описывающая поглощение энергии гамма-квантов в веществах в зависимости от атомного номера в виде монотонной функции, основанная на представлении сечений взаимодействия в виде взаимно независимых функций энергии и атомного номера с нормировкой поглощенной энергии на электрон вещества;

• метод определения поглощенной энергии гамма-квантов в произвольном веществе, основанный на теоретической модели;

• результаты анализа метрологических характеристик детекторов теплового потока в условиях воздействия интенсивного излучения;

• методика применения теплометрии для реализации метода определения поглощенной энергии гамма-квантов и составляющих поглощенной дозы от различных видов излучения;

• экспериментальные данные и результаты анализа поглощения энергии гамма-излучения в материалах, облучаемых в ядерном реакторе.

С использованием разработанных модельных представлений и экспериментальных методик были получены следующие результаты, имеющие научное и прикладное значение:

- Проанализированы имеющиеся данные по радиационному энерговыделению в материалах, облучавшихся в реакторе ИВВ-2М. Проведены комплексные исследования в активной зоне и отражателе реактора. Получена информация о мощности поглощенной дозы от нейтронов и гамма-квантов, о спектральных характеристиках гамма излучения для основных облучательных объемов реактора ИВВ-2М. Полученные данные используются при проведении экспериментальных работ в области радиационного материаловедения [11,12];

• Выполнены экспериментальные исследования в реакторе мощности поглощенной дозы и ее составляющих для свинцово-литиевых эвтектик и содержащих литий керамик. Результаты были использованы для описания кинетики выхода трития при исследованиях материалов бланкета термоядерного реактора в рамках международного проекта ITER [13];

• Разработана специальная конфигурация облучательного объема активной зоны реактора ИВВ-2М, обеспечивающая заданное соотношение доз от быстрых нейтронов и гамма-квантов для моделирования радиационных условий работы изоляционных материалов магнитопровода термоядерного реактора (ITER). Выполнены измерения поглощенных доз в исследуемых композитных материалах. Определено ограничение на содержание примеси бора в исходном материале. Результаты использованы для описания изменения изоляционных и механических характеристик материалов при облучении в криогенных условиях [14];

• Выполнены измерения тепловыделения в образцах топливных элементов на основе оксидов, карбидов, нитридов урана. Определены составляющие тепловыделения от реакции деления и радиационного разогрева топливных элементов излучением реактора. Решены оптимизационные задачи по обеспечению требуемых термических и радиационных условий внутриреакторных испытаний образцов топливных элементов для номинальной мощности и при аварийном ее увеличении. Результаты работы были использованы при разработке петлевых каналов для испытаний топливных элементов в реакторе и для описания полученных результатов петлевых испытаний по изменению физико-механических свойств топлива и кинетики выхода из него газообразных продуктов деления [15,16];

• Определены мощности доз гамма-излучения и их зависимость от времени при облучении образцов композиционных материалов в отработанных топливных сборках ядерного реактора. Полученные данные о до-зовых нагрузках использованы для обоснования возможности применении материала для консервации радиоактивных отходов;

• Выполнены расчеты и проведены экспериментальные исследования с целью формирования поля гамма-квантов в хранилище отработанных топливных сборок реактора. Исследовано изменение поля от времени и от загрузки сборок с различным временем выдержки. Результаты легли в основу создания установки для радиационной стерилизации медицинских изделий. Контроль дозы в установке обеспечен теплометрическим методом

17];

• Отработаны методики измерения активности радиоизотопной продукции. Детектором теплового потока, предоставленным Марсельским университетом, выполняются измерения (3-активных препаратов, содер

14 32 3 жащих С иР- , при энергетических выходах менее 10" Вт. Детектором теплового потока собственной разработки измеряется активность 8е75 и 1г с учетом фоновой активности 1г194[18,19];

Заключение диссертации по теме "Теплофизика и теоретическая теплотехника"

4.2.4 Основные результаты применения разработанных методов в исследованиях на ядерном реакторе

В соответствии с процедурами , описанными в разделе 4.2.2, были определены мощности поглощенных доз в полиэтилене, графите, железе, олове и свинце, выполнены активационные измерения в ячейках активной зоны и отражателя реактора ИВВ-2М, указанных на рисунке 4.9.

По измеренным скоростям пороговых реакций методом максимального правдоподобия, реализуемым программой, описанной в работе [107], были восстановлены спектры быстрых нейтронов в диапазоне энергий от 1 до 10 МэВ. Результаты этой работы для характерных позиций в активной зоне и отражателе реактора проиллюстрированы на рисунке 4.10. Для диапазона энергий нейтронов от 0.1 до 1 МэВ были использованы спектры, полученные расчетным путем с использованием расчетной программы, реализующей метод Монте-Карло [108]. Сшивка расчетных и экспериментальных спектров производилась путем приравнивания интегральной плотности потока нейтронов с энергией Е> 1 МэВ расчетного спектра к соответствующей экспериментальной величине. Оцененная среднеквадратичная погрешность для восстановленных спектров составляет 20%.

Исходя из полученных спектров были рассчитаны отношения Кп поглощенных доз от нейтронов в водороде и графите по формуле р ^-, (4.33) п, с с>у где: (р^ - плотность потока нейтронов в /-том энергетическом интервале, 1)н j и Ис у - дозы на единичный флюенс нейтронов в ] -том энергетическом интервале для водорода и графита, соответственно. Значения этих величин взяты из работы [29].

Рассчитанные величины Кп составили от 56.7 в активной зоне до 60.1 в отражателе. Значение отношения Ку поглощенных доз в водороде

10 п со ъ о • 10й

50 о ж 0 н ж 1 о о к л о о ж

§ ж л ж X

10" I

10" О • • • •

4 6 8 10

Энергия нейтронов - Е, МэВ

Рисунок 4.10 Спектр нейтронов при мощности реактора 1 МВт: ■ - в топливной сборке; # - в центре секции из топливных сборок; X - в центральной ячейке. и графите принималось равным 1.986 во всех расчетах, как было показано в главе 3. Мощность поглощенной дозы в водороде Рн была рассчитана, исходя из мощностей поглощенных доз в полиэтилене РСН2 и графите Рс, по формуле

Р =7 сн2

4.34)

Из результатов калориметрических измерений с учетом величин Кп и К у решением системы уравнений (3.8) были рассчитаны вклады от нейтронов и гамма-квантов. Измеренные мощности поглощенных доз в железе, цирконии, олове и свинце, как было показано в главе 3, считались вызванными гамма-квантами.

По определенным таким образом мощностям поглощенных доз от гамма-квантов для указанного набора материалов по формуле (2.19) были рассчитаны поглощаемые энергии фотонов на электрон. Решением системы уравнений (3.5) были рассчитаны зависимости поглощения энергии гамма-квантов на электрон среды от атомного номера вещества. Полученные зависимости для активной зоны, центральной ячейки внутреннего отражателя и ячейки третьего ряда внешнего отражателя показаны на рисунке 4.11. Для сравнения зависимости отнормированы на величину Компто-новской составляющей поглощаемой энергии. Видно, что возрастание поглощения энергии с увеличением атомного номера во внутреннем отражателе выше чем в активной зоне, и еще выше во внешнем отражателе. Это обусловлено относительным увеличением составляющей фотопоглощения гамма-квантов. Очевидно, что это связано с увеличением доли низкоэнергетических фотонов в спектре за счет рассеяния на электронах легких ядер

-о и I С

0 § с ж 1 ж л § I а о о к § О 3

2 ■

О 20 40 60 80 100

Атомный номер -1

Рисунок 4.11 Зависимость средней поглощаемой энергии гамма-квантов на электрон от атомного номера: У - в боковом отражателе, ^ - в центральной ячейке; О - в активной зоне; ■ - в европиевом стержне в активной зоне; -расчет по уравнениям (3.5). водорода, бериллия , углерода и кислорода в отражателе. Среднеквадратичные отклонения экспериментальных данных от рассчитанных зависимостей находятся в пределах 3%. Это соответствует относительной среднеквадратичной погрешности используемых данных.

На рисунке 4.11. приведена также величина поглощения энергии, рассчитанная на электрон вещества по результатам измерений мощности поглощенной дозы во фрагменте стержня из европия в активной зоне реактора ИВВ-2М. Такие стержни используются в качестве стержней регулирования для ядерных реакторов. Видно, что значение для европия существенно отличается от значения, определяемого зависимостью для соответствующего атомного номера в условиях активной зоны. Эта разница обусловлена поглощением энергии излучения, являющегося продуктом ядерных реакций нейтронов с европием. Данный пример иллюстрирует возможность использования предлагаемого метода для определения составляющих поглощенной дозы.

В процессе измерений получены также зависимости изменения мощностей поглощенных доз по радиусу и высоте активной зоны и отражателя. На рисунке 4.12. показано изменение мощности поглощенной дозы по высоте в ячейках активной зоны и отражателя. Результаты показывают, что в пределах погрешности измерений относительное изменение мощностей поглощенных доз по высоте ячеек в пределах, ограничиваемых высотой активной зоны, можно считать одинаковым для всех использовавшихся образцов.

Это распределение также в пределах погрешностей измерений соответствует изменению плотности потока нейтронов. Таким образом, будет достаточно корректным считать, что спектральные характеристики излучений и соотношение вкладов в поглощенную дозу будет сохраняться в ячейке в пределах высоты активной зоны.

Тепловыделение в образцах, отн. ед.

Рисунок 4.12 Изменение тепловыделения в образцах детекторных материалов по высоте активной зоны (а) и отражателя (Ь) реактора.

На рисунке 4.13. показано изменение мощностей поглощенных доз по радиусу внешнего графитового отражателя. Приводятся мощности поглощенных доз от гамма-излучения в графите, железе, цирконии, олове и свинце, а так же от быстрых нейтронов в водороде. Среднеквадратичная погрешность приводимых мощностей поглощенных доз составляет 5% для гамма-квантов и от 10% до 40% в удаленных ячейках отражателя для нейтронов. В пределах погрешностей изменение мощностей поглощенных доз в отражателе хорошо описывается экспоненциальной зависимостью от радиуса. Мощность поглощенной дозы от нейтронов убывает быстрее, чем мощность дозы от гамма-квантов по мере удаления от активной зоны. Скорость уменьшения мощности дозы от гамма-квантов по мере удаления в отражатель примерно одинакова для всех образцов. То есть, можно считать, что спектральные характеристики потока гамма-квантов остаются постоянными. Это соответствует теореме Фано о состоянии условного равновесия, устанавливающегося при распространении гамма-квантов в среде

70]. Согласно этой теореме функция потока фотонов (р{г,со,Е^ при энергиях фотонов в точке г значительно меньших их начальных энергий имеет вид р{г,®,Е)= ¡(г\8{а,Е), (4.35) где: г - расстояние от источника; со и Е - единичный вектор направления движения и энергия фотона, соответственно; и £ - функции пространственного и энергетического распределения фотонов, соответственно.

Расстояние от центра активной зоны, см

Рисунок 4.13 Изменение мощности поглощённой дозы от гамма-квантов в О - графите, • - железе, V - цирконии, Т- свинце, от нейтронов в водороде по радиусу отражателя.

Учитывая отмеченный выше характер пространственного изменения мощностей доз, а так же полученную зависимость поглощения энергии от атомного номера, можно описать изменение поглощения энергии на расстоянии от источника следующей формулой р^г.г)-^ +к2г + к3гт)-г(г), (4.зб) где: /{г) = е~^г для рассматриваемого случая в отражателе реактора, и для плоского источника; г)=—— для точечного источника и т.п. для источников другой гео-г метрии; л - эффективный линейный коэффициент ослабления гамма-квантов для среды, в которой они распространяются.

Таким образом,выражение (4.36) может быть использовано в общем случае для больших расстояний распространения гамма-квантов в гомогенной среде от различных источников.

На основании приведенных данных калориметрических исследований распределения мощностей доз от гамма-квантов в активной зоне и отражателе реактора можно отметить следующее. Измерения относительного распределения либо в активной зоне, либо в отражателе могут выполняться более простыми методами, например ионизационным. Для этих методов характерна неэквивалентная чувствительность при различных энергиях гамма-квантов. Но, как было показано, спектральные характеристики фотонов в каждом из этих случаев можно считать примерно постоянными, и результаты будут корректными. Однако попытки «сшить» данные измерений в активной зоне и в отражателе могут привести к значительным погрешностям.

Результаты практического применения разработанных метода энергетических характеристик гамма-излучения и методики применения теп-лометрического метода показали: возможность получения с их использованием адекватной информации о мощности поглощенной дозы гамма-квантов в любых веществах при облучении в ядерном реакторе; дополнительные возможности в определении вкладов в поглощенную дозу от различных видов излучений; новые возможности обработки и описания результатов измерений поглощения энергии в веществах, и новые подходы к выполнению исследований полей гамма-излучения в ядерных реакторах.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

• теоретическая модель описывает зависимость поглощения энергии гамма-квантов произвольного энергетического спектра от атомного номера вещества.

• метод позволяет определять поглощенную дозу в произвольном веществе в условиях облучения, в которых известны поглощаемые энергии для трех или более химических элементов, с удовлетворительной погрешностью;

• экспериментальные тесты подтверждают результаты анализа метрологических характеристик детекторов теплового потока

4. На основе результатов экспериментов и анализа опубликованных данных сделаны обобщения, которые могут быть полезны при проведении исследований на ядерных реакторах:

• спектр гамма-квантов практически постоянен в пределах активной зоны, а в отражателе согласно с теоремой Фано устанавливается равновесный спектр;

Список источников диссертации и автореферата по физике, кандидата физико-математических наук, Злоказов, Сергей Борисович, Екатеринбург

1. Nuclear Power Performance and Safety, IAEA, Vienna, 1988.

2. Fussion Reactor Materials. Proc. of the 8th Int. Conf. on Fussion Reac. Mat.,Senday, Japan, October 26-31,1997, Ed. ELSEVTER.

3. Коньков Н.Г., Брегер A.X., Джагацпанян P.B., Писманник К.Д., Соловьев С.П., Финкель Э.Э. Состояние и перспективы использования радиаци-онно-технологических установок в народном хозяйстве. В кн.: Изотопы в СССР, М.: Атомиздат, 1980, №59, с.116.

4. Neutron Transmutation Doping in Semiconductors. Ed.by J.M.Meese, Plenum Press, New York, 1979.

5. Multipurpose Research Reactors, IAEA, Vienna, 1988.

6. Nuclear Medicine Factors Influencing the Choice and Use of Radionuclides in Diagnosis and Therapy, NCRP Rep. №70, 1982.

7. Health and Ecological Implications of Radioactively Contaminated Environments, Proceedings of the Twenty-sixth Annual Meeting held on April 4-5, 1990, NCRP №12,1991.

8. Carbon-14 in the Environment, NCRP Rep. №81,1985.

9. Developing Radiation Emergency Plans for Academic, Medical or Industrial Facilities, NCRP Rep. №111, 1991.

10. Гольдштейн Г. Основы защиты реакторов.- М.: Госатомиздат, 1961.

11. Determination of Absorbed Dose in Reactors; Technical Reports Series Nol27, IAEA, Vienna, 1971.

12. Бать Г.А., Коченов A.C., Кабанов Л.П. Исследовательские ядерные реакторы. М.: Энергоатомиздат, 1985.

13. Мегреблиан Р., Холмс Д. Теория реакторов.- М.: Госатомиздат, 1962.

14. Юз Д. Нейтронные исследования на ядерных котлах. М., Иностр. Лит., 1954.

15. Nisle, R.G., Unified Formulation for the Specification of Neutron Flux Spectra in Reactors.- Neutron Dosimetry, IAEA, Vienna, 1963, v.l, p.lll.

16. Коляда B.M., Карасев B.C. Калориметрия излучений ядерного реактора. -M.: Атомиздат, 1974.

17. Брискман Б.А. Компоненты поглощенной энергии реакторного излучения. М.: Атомиздат, 1976.

18. Глушков Е.С., Демин В.Е., Пономарев-Степной Н.Н., Хрулев А.А Тепловыделение в ядерном реакторе. -М.: Атомиздат, 1985.

19. Шиманская Н.С. Калориметрия ионизирующих излучений. М.: Атомиздат, 1973.

20. Иванов В.И. Курс дозиметрии. М.: Атомиздат, 1978.

21. Grosse,G., Bambynek,W. Physics Data: International Directory of Certified Radioactive Sources,-Commission of the European Communities, Joint Nuclear Research Center, Geel, Belgium, 1983.

22. Radionuclide Transformations. Energy and Intensity of Emissions. ICRP Publication 38, Pergamon Press, New York, 1986.

23. Голашвили T.B., Чечев В.П., Лбов А.А. Справочник нуклидов. М.: ЦНИИАтоминформ, 1995.

24. Peelle, R.W., Maienschein, F.C., Zobel, W., Love, T.A., The Spectra of235

25. Gamma-Rays Associated with the Thermal-Neutron Fission of U. Pile Neutron Research in Physics. (Proc. Conf. Vienna, 1960). IAEA, Vienna, 1962, p.273.

26. Грошев JI.B. и др. Атлас спектров гамма-лучей радиационного захвата тепловых нейтронов. М.: Атомиздат, 1958.

27. Неверов В.А., Самсонов Б.В., Цыканов В.А. Разработка способов и регистрирующей аппаратуры для экспериментального определения энерговыделений в каналах высокопоточных исследовательских реакторов. -Мелекесс: препринт НИИАР П-19, 1968.

28. Неверов В.А., Асеев Н.А., Грязев, Краснояров Н.В. Исследование полей радиационного энерговыделения в реакторе БОР-бО. Дмитровград. Препринт НИИАР-6(414), 1980.

29. Сборник нейтронно-физических характеристик облучательных каналов реактора РБТ-6,- Отчет НИИАР, 0-1963, 1980.

30. Rottger, Н., Tas, A., Van der Werve, Н., Van der Hardt, P., Voorbraak, W.P. High Flux Materials Testing Reactor HFR. Petten: JRC Petten,1980.

31. Panter R. Installation of an ECCS for the DIDO and Pluto MTRs. In: Seminar on Research Reactor Operation and Use: IAEA-SR-77/11. Vienna, 1981.

32. Colomez, G., Farny,G.5 Vidal, H. Development des Conbustibles PWR Moyens Disponibles a OSIRIS: IAEA-SR-77/48. Vienna, 1981.

33. Directory of Nuclear Reactors. IAEA, Vienna, 1(1959), 2(1959), 3(1960), 4(1962), 5(1964), 6(1966), 7(1968), 8(1970).

34. A Handbook of Radioactivity Measurements Procedures. NCRP Rep. No 58, 1985.

35. Calibration and Usage of Germanium Detectors for Measurement of Gamma-Ray Emission Rates of Radionuclides. Report ANSI № 42.14 - 1978. 49.Кухтевич В.И., Трыков O.A., Трыков JI.A. Однокристальный сцинтил-ляционный спектрометр. - М.: Атомиздат, 1971.

36. Silk, M.G. The Energy Spectrum of the Gamma Radiation in DAPHNA Core. J. Nucl. Energy, 1969, N5, p.303.

37. Loosemore, W.R., Henderson, R.P. Knill, G., The Continuous Measurement of High-Intensity Thermal-Neutron Flux and Gamma Flux at High Temperatures. Neutron Dosimetry, IAEA, Vienna, 1963, v.l, p.80.

38. Дмитриев А.Б., Малышев E.K. Нейтронные ионизационные камеры для реакторной техники. -М.: Атомиздат, 1975.

39. Дубовский Б.Г., Любченко В.Ф., Розенблюм Н.Д. Детекторы для внут-риреакторных измерений энерговыделения. М.: Атомиздат, 1977.

40. Мительман М.Г., Розенблюм Н.Д. Зарядовые детекторы ионизирующих излучений. М.: Энергоиздат, 1982.

41. Anderson, F.R., Waite, R,J. The Calorimetric Measurement of Energy Absorbed From Reactor Radiation in BEPO, Rep. AERE - C/R 2253, 1960.

42. Брискман Б.А., Матвеев Ю.В., Васильев А.Г. Адиабатическая калориметрия реакторных излучений. Атомная энергия, 1969, т.27, вып.4, с.342.

43. Алексеенко Ю.И., Мухина Г.В., Рохлов Л.П., Храмченков В.А. Об использовании квазиадиабатических калориметров для внутриреакторной дозиметрии. Атомная энергия, 1969, т.26, вып.4, с.328.

44. Mas, P., Sciers, P., Droulers, Y. Theoretical and Experimental Study of a Calorimetric Technique for Measuring Energy Deposition in Materials Caused by Complex Pile Radiation. CEN.G. Rep. CEA 2217.

45. Hogg, C.H., Weber, L.D., Echo, M.W. Gamma Heat Generation in the E.T.R. Rep. IDO-16.519.

46. Коляда B.M., Карасев B.C., Педченко K.C. Квазистационарный метод дозиметрии мощных потоков ионизирующих излучений. Атомная энергия, 1966, т.21, вып.6, с.520.

47. Calvet, Е., Chatelet, J., Puig, J.R., Romano, A. Adaptation of the Calvet Microcalorimeter for Reactor Dosimetry. Neutron Dosimetry. IEAE, Vienna, 1963, v.2, p.465.

48. Аваев B.H., Ефимов Е.П., Огородник С.С., Цоглин Ю.Л., Хачересов Г.А. Экспериментальные методы определения величин радиационного тепловыделения. В кн.: Проблемы защиты от проникающих излучений реакторных установок. Мелекесс, 1969, т.7, с.45.

49. Handbook on Nuclear Activation Data. IAEA, Vienna, 1987.

50. Маслов И.А., Лукницкий В.А. Справочник по нейтронному активаци-онному анализу. Л.: Наука, 1971.

51. Характеристики реакторных нейтронных полей. Методика нейтронно-активационных измерений. Государственная система обеспечения единства измерений. Методические указания МИ 1393-86. М.: ВНИИФТРИ, 1986.

52. Fabian, H.U., Nemsmann U. Determination of the Energy Spectrum of a Gamma Ray Flash. Atomkernenergie, 1970,Bd.l6, Lfg.2, S.143.

53. Коляда B.M., Карасев B.C. Калориметрическая дозиметрия у-излучения ядерного реактора. Атомная энергия, 1965, т. 19, вып.6, с.532.

54. Сторм Э., Исраэль X. Сечение взаимодействия гамма-излучения.- М.: Атомиздат, 1973.

55. Гайтлер В. Квантовая теория излучения. М.: ИЛ, 1956.

56. Фано У., Спенсер Л., Бергер М. Перенос гамма-излучения.- М.: Гос-атомиздат, 1963.

57. Кольчужкин A.M., Учайкин В.В. Введение в теорию столкновений. -Томск: Издательство Томского Университета, 1979.

58. Цоглин Ю.Л., Огородник С.С. Спектральный параметр реакторного гамма-излучения. Атомная энергия, 1975, т.38, вып.2, с.96.

59. Розман С.И., Брискман Б.А. Использование эффекта «обгона» для измерения спектрального параметра у-излучения. Атомная энергия, 1978, т.44,.вып.З, с.268.

60. Андерсон А.Р., Лайнкр Дж. К. Калориметрическая дозиметрия реакторных излучений. В кн.: Мат. Симп. по отдельным вопросам дозиметрии. М.: Госатомиздат, 1962, с. 192.

61. Цыканов В.А., Неверов В.А. Результаты комплексного изучения энерговыделения в реакторе СМ-2. В кн.: Дозиметрия и радиационные процессы в дозиметрических системах. Ташкент: Фан, 1972, с.200.

62. Брискман Б.А. Прецизионный метод измерения отношений энерговыделений и его применения. Инж. физ.журн., 1973, т.24, №4, с.681.

63. Биркжов Е.И., Храмов H.H., Шиманекая Н.С., Яковлев P.M. Экспериментальное исследование коэффициентов самоэкранирования цилиндрических поглотителей. В кн.: Радиационная дозиметрия и спектрометрия ионизирующих излучений. - Ташкент, Фан, 1970, с.202.

64. Брискман Б.А., Савина В.П., Попова JI.B., Бондарев В.Д. Об условиях электронного равновесия при внутриреакторном облучении гетерогенных объектов. Атомная энергия, 1977, т.42, вып.2, с. 126.

65. Брискман Б.А., Бондарев В.Д., Тараско М.З., Новгородцев Р.Б. Измерение спектра внутриреакторного гамма-излучения. Атомная энергия, 1976, Т.41, вып.5, с.325.

66. Boivinet P., Calvet Е. Compt. Rend., 1954, v.238, р.1995.

67. Boivinet P., Calvet E., Ozias, J. Compt. Rend., 1963, v.255, p.1103; ibid.,1962, v.254, p.2964.

68. Геращенко O.A., Климентов В.Б., Никонов A.B. Калориметры для критических сборок. Атомная энергия, 1972, т.32, вып.З, с.232.

69. Маркина Н.В., Цыканов В.А. Особенности измерения температур с помощью термопар в высокопоточных реакторах. Атомная энергия, 1974, Т.36, вып. 1, С.72.

70. Бескоровайный Н.М., Беломытцев Ю.С., Абрамович М.Д., Иванов В.К., Шулепов В.И. Конструкционные материалы ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1972.

71. Дубовский В.Б., Лавданский П.А., Пергаменщик Б.К., Соловьев В.Н. Радиационная стойкость материалов. Справочник. М.: Атомиздат, 1973.

72. Карасев B.C., Огородник С.С., Цоглин Ю.Л. Исследование калибровочной характеристики термодивергатора в интенсивных полях ионизирующих излучений. Атомная энергия, 1979, т.29, вып.6, с.449.

73. Уваров В.И., Алексеев В.И., Злоказов С.Б., Карпечко С.Г., Постников

74. Ленченко В.М. и др. В кн.: Дозиметрия и радиационные процессы в дозиметрических системах. Ташкент: Фан, 1972, с.95.

75. Батуров Б.Б., Булкин Ю.М., Васенков В.И. и др. Реактор ИВВ-2 и его развитие. Опыт эксплуатации. Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Физика и техника ядерных реакторов. 1978, вып.1(21),ч.2, с.9.

76. Аден В.Г., Булкин Ю.М., Васенков В.И. и др. Тепловыделяющая сборка ИВВ-2М. Разработка и опыт использования. Атомная энергия. 1986, т.61, вып.5, с.344.

77. Барсанов В.И., Головачев М.Г., Дьяков A.A., Зеленов В.И., Злоказов

78. Васильев Р.Д., Григорьев А.И., Тарновский Г.Б. Значения эффективных пороговых энергий и сечений реакций активации и деления. В кн.: Метрология нейтронных измерений на ядерно-физических установках. М.: ЦНИИАтоминформ, 1976, т.1,с.218.

79. Афанасьев П.Г., Наливаев В.И., Пампура В.Б., Сафин Ю.А., Уваров

80. Уваров В.И., Афанасьев П.Г., Злоказов С.Б., Наливаев В.И., Пампура В.Б., Сафин Ю.А. Изменение чувствительности термонейтронных датчиков в интенсивных полях ионизирующего излучения. Атомная энергия, 1981, т.50, вып.1, с.57.

81. Злоказов С.Б., Афанасьев П.Г., Наливаев В.И., Пампура В.Б., Сафин Ю.А., Уваров В.И. Термические и радиационные испытания термонейтронных датчиков. Атомная энергия, 1981, т.51, вып.5, с.344.

82. Бондаре Х.Я., Камнев В.А., Трошин B.C. Применение методов MCP, ММП и SAND-II для восстановления спектров быстрых нейтронов. В кн.: Вопросы дозиметрии и защиты от излучений. М.: Энергоиздат, 1981, вып.20, с.67.

83. Лиман Г.Ф., Майоров Л.В., Юдкевич М.С. Пакет программ MCU для решения методом Монте-Карло задач переноса излучений в реакторах. Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Физика и техника ядерных реакторов. 1985, вып.7, с.27.