автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Измерение функционалов нейтронного и гамма-полей в реперных экспериментах на моделях щелевых композиций защит термоядерных реакторов

те од На правах рукописи

* ^ СЕН ;Ь9о

АНДРЕЕВ Михаил Иванович

ИЗМЕРЕНИЕ ФУНКЦИОНАЛОВ НЕЙТРОННОГО И ГАММА-ПОЛЕЙ В РЕПЕРНЫХ ЭКСПЕРИМЕНТАХ НА МОДЕЛЯХ ЩЕЛЕВЫХ КОМПОЗИЦИЙ ЗАЩИТ ТЕРМОЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ.

05.14.03 - ялернкге мгергетическне установки

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Автор:

Москва 1998

Работа выполнена в Московском государственном инженерно-физическом институте (техническом университете).

Научный руководитель: доктор физико-математических наук, профессор В.Л.Ромоданов

Официальные оппоненты: доктор технических наук, профессор Л.В.Точеный: кандидат физико-математических наук, доцент В.К.Сахаров.

Ведущая организация: Российский Научный Центр "Курчатовский институт".

Защита диссертации состоится " 12 " октября 1998 г. в часов ">У минут на заседании диссертационного совета К-053.03.02 в МИФИ (по адресу 115409, Каширское шоссе, д.31, тел. 324-84-98 и 323-91-67).

Автореферат разослан "_~_ 1998 г.

Просим принять участие в работе Совета или прислать отзыв в одном экземпляре, заверенный печатью организации.

Ученый секретарь диссертационного Совета,

кандидат технических наук, доцент В.Н. Яльцев

Подписано к печати ' • ■ ■' Заказ - Тираж •

Типография МИФИ, Каширское шоссе, д.31

Актуальность работы. Важной научно-технической задачей, от решения которой во многом зависит безопасность и экономичность термоядерных установок, является уменьшение размеров и массы их защиты. Актуальность этой задачи подтверждают проводимые в последнее время широкомасштабные исследования в области физики защиты. Важной особенностью создания реакторов на основе управляемого термоядерного синтеза является нев.';можность экспериментального исследования нейтронно-физических параметров в защите ТЯР из-за отсутствия действующих установок, поэтому на первое место выходит разработка комплексов программ, позволяющих с заданной точностью рассчитать любые функционалы нейтронного и гамма-полей и создание библиотек оцененных ядерных данных для перспективных материалов защиты. В области реакторов деления эта проблема успешно решена для широкого круга используемых материалов и конструкций активной зоны ядерных реакторов. Прямой перенос уже разработанных методик расчета на защиту ТЯР невозможен, так как существуют принципиальные отличия в механизме формирования спектра нейтронов и гамма-квантов в защите ТЯР и акт"вной зоне ядерного реактора.

Проверка библиотек оцененных ядерных данных и программ расчета переноса нейтронов в защите ТЯР приводит к необходимости постановки и проведения интегральных экспериментов с использованием нейтронных генераторов, реализующих точечный источник нейтронов на основе О-Т реакции.

Цель работы. Целью диссертационной работы являлись разработка и создание методической базы измерения абсолютных, нормированных функционалов нейтронного и гамма-полей в неоднородных моделях железной и железоводной защит с погрешностями, удовлетворяющими условиям верификации расчетных программ, и измерение на стой основе соответствующих реперных спектральных характеристик в моделях защиты с полыми щелями, облучаемых нейтронами 1>Т реакции.

В рамках поставленной цели были поставлены и решены следующие

задачи:

}

-конструирование и изготовление сборки железной и железоводной зашит, позволяющие создавать в ни\ различные конфш уранни полых шелсй; -разработка методики измерения абсолютных, нормированных скоростей ядерных реакций и создание комплекта пороговых детекторов, позволяющего измерять функционалы нейтронного поля в моделях шелевых зашит с пространственным разрешением -{2-4) мм;

-разработка методики измерения мощности поглощенной дозы гамма-излучения в материале зашиты, облучаемой нейтронами с энергией 14 МэВ, без привлечения расчетной информации о спектрах нейтронов и гамма-квантов; -получение адекватных расчету экспериментальных величин пространственных распределений абсолютных, нормированных скоростей ядерных реакций и мощности поглощенной дозы гамма-излучения;

-анализ экспериментальных результатов скоростей ядерных реакций » мощности поглощенной дозы гамма-излучения.

На\чная новизна работы заключается в том, что:

¡.Разработана методика измерения мощности поглощенной дозы гамма излучения в материале зашиты ТЯР без привлечения расчетной информации I спектрах нейтронов и гамма-квантов, удовлетворяющая условиям верификаци: расчетных программ.

2. Разработана методика измерения абсолютных, нормированных скоросте ядерных реакций в моделях защитных композиций с полыми шелями.

3. Предложены и проанализированы следующие способы олределени нейтронной дозы в ТЛД при облучении в экспериментах с источником Е>-реакщш, позволяющие использовать экспериментальную информацию ско;юстях ядерных реакций при измерении мощности поглощенной доз гамма-излучения:

-использование эффективных параметров пороговых реакций, -применение восстановленных спектров нейтронов,

-моделирование функции нейтронного отклика ТЛД сечениями ядернь реакций.

4. lía основании полученных результатов интегральных экспериментов на моделях мшит проведен анализ абсолютных скоростей ялерных реакций и мощности поглощенной дозы гамма-излучения.

Практическая ценность работы заключается в следующем:

1. Получены результаты интегральных экспериментов на щелевых моделях железной и железоводной защит следующих конфигураций:

-сплошная железная сборка толщиной 400 мм:

-железная сборка с прямой центральной щелью шириной 5, 20 и 40 мм; -железная сборка со смешенной на половине толщины щелью шириной 20 мм и величиной смещения 10.20 и 60 мм:

-железная сборка со щелью 5 и 20 мм во второй половине модели; -железоводцая сборка с прямой центральной щелью 20 мм. В экспериментах получены результаты измерений пространственных распределений функционалов нейтронных и гамма-полей внутри и на задней поверхности моделей, которые могут быть использованы для верификации расчетных программ с различными библиотеками ядерных данных.

2. Созданы модели железных и железоводной защит с полыми щелями различной конфигурации, позволяющие проводить эксперименты с источником нейтронов с энергией 14 МэВ. .

3. Разработаны методы учета нейтронной дозы в ТДД, позволяющие определять мощность поглощенной дозы гамма-излучения без привлечения расчетной информации.

4. На моделях железной и железоводной защит получены результаты реперных экспериментов, с помощью которых были проведены верификационные исследования трех расчетных программ.

Личный вклад автора состоит в следующем:

-конструировании моделей экспериментальных установок;

-участии в создании методики измерения абсолютных, нормированных

скоростей ядерных реакций;

э

-создании методики измерения мощности поглощенной дозы гамма-излучения в моделях защиты;

-разработки методов определения нейтронной дозы в ТЛД; -участии в изготовлении набора пороговых н термолюминесцентных детекторов для измерений функционалов нейтронных и гамма-полей с высоким пространственным разрешением;

-проведении измерений абсолютных нормированных скоростей пороговых реахций и мощности поглощенной дозы гамма-излучения в моделях железной и железоводной защит, а также в обработке и анализе результатов экспериментов.

На защиту выносятся :

1. Методика измерения мощности поглощенной дозы гамма-излучения в моделях щелевых железных защит, в которой для повышения достоверности результатов измерений используется экспериментальная информация о спектральных характеристиках нейтронного поля, и удовлетворяющая условиям верификации расчетных программ.

2. Способы определения нейтронной дозы в ТЛД, позволяющие без расчета нейтронных спектров определять мощность дозы гамма-излучения в моделях защиты, облучаемых нейтронами с энергией 14 МэВ.

3. Методика измерения пространственных распределений скоростей ядерных реакций пороговыми детекторами в неоднородных композициях моделей железной и железоводной зашит ТЯР, позволяющая измерять нейтронные функционалы с высоким пространственным разрешением и удовлетворяющая условиям верификации расчетных программ.

в

4. Результаты рсперных экспериментов измерения пространственных распределений абсолютных, нормированных скоростей реакций и мощности поглощенной дозы гамма-ишучения в моделях железной и железоводной зашит с полыми каналами различной конфигурации.

Апробация работы и публикации: Основные положения работы представлены в материалах VI Всесоюзной конференции по инженерным проблемам термоядерных установок. Международной конференции в Массачусетсе, IX Всесоюзном семинаре по проблемам ядерно-энергетических установок, в препринте МИФИ, в трех научных отчетах МИФИ.

Структура 1»объем диссертации: ,

Диссертация состоит из введения, четырех глав, общих выводов и списка литературы ( 64 наименования), содержит 147 страниц, в том числе 14 таблиц и 30 рисунков.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ.

В диссертации проведен обзор реперных экспериментов с источником О-Т нейтронов на моделях сплошных защитных композиций и имеющих в своем составе пустоты и неоднородности. Сделан вывод о необходимости тестирования расчетных программ, использующих различные библиотеки ядерных данных, на результатах взаимосвязанного комплекса реперных экспериментов. Показало, что основным направлением при создании комплекса реперных экспериментов на моделях защит ТЯР, имеющих в своем составе пустоты и неоднородности, следует считать ориентацию на измерение пространственных распределен™ функционалов нейтронных и гамма-полей. Анализ реперных интегральных экспериментов на моделях зашиты ТЯР показал, что для получения распределений спектральных характеристик нейтронных и гамма-полей в неоднородных системах с высоким пространственным разрешением и погрешностями, удовлетворяющими

7

условиям верификации расчетных программ, необходима разработка новых и адаптация существующих в настоящее время методик измерения функционалов ненгронных и гамма-полей. Постановка экспериментов усложняется тем, что представляемые результаты должны быть абсолютны, нормированы на нейтрон источника и содержать информацию, обеспечивающую их воспроизводимость и однозначную интерпретацию, а также иметь подробный анализ источников погрешностей измерений.

Для измерений абсолютных, нормированных скоростей ядерных реакций в области энергий (1*15) МэВ на моделях зашит сошелями был выбран метод активации пороговых детекторов, позволяющий получать результат с помощью детекторов, имеющих малые размеры и практически не возмущающих нейтронное поле. В ходе выполнения работы была разработана методика измерения нейтронных функционалов с разрешением -(2-4) мм в нейтронных полях, имеющих большие градиенты. В экспериментах измерялись скорости пороговых реакций !"ln(n,n'), ^Fefn.p), wCu(n,2n), перекрывающие по своей чувствительности практически весь указанный энергетический диапазон.

Абсолютный выход нейтронов из нейтронного генератора измерялся на основе анализа амплитудных .распределений альфа-частиц, сопутствующих нейтронам в реакции T(d,n)4He. При измерении временной зависимости выхода нейтронов использовалась аппаратура, собранная в стандарте КАМАК, а также персональный компьютер.

Для измерения активности облученных активационных детекторов использовалась система на базе амплитудного анализатора NOKIA LP-4900, обеспечивающего одновременный набор восьми гамма-спектров. Эта аппаратура совместно с системой измерения абсолютного выхода нейтронов позволила получить в проведенных экспериментах абсолютные, нормированные скорости ядерных реакций. Была выполнена оценка погрешности измерений абсолютных, нормированных скоростей ядерных' реакций, которая с учетом всех источников составила <6-11) %, что позволяет использовать экспериментальные скорости ядерных реакций как реперные при сравнении их с расчетом.

Для измерения мощности поглощенной дозы гамма-излучения

нормированной на один нейтрон источника был выбран метод измерения дозы

8

гамма-излучения термолюминесцентными детекторами (ТЛД). ТДД имеют высокую чувствительность к гамма-излучению, хорошую воспроизводимость показаний, широкий линейный диапазон измерения, возможность принимать практически любые размеры и форму. Последнее обстоятельство особенно важно при экспериментах на моделях щелевых защит, где имеются большие градиенты полей и существуют ограничительные требования к размерам используемых детекторов. .

В экспериментах исследовались модели стальной защиты, основным элементом которой являлось железо, поэтому поглощенную дозу определяли в материале защиты с эффективным атомным номером 7,-^ =26. Для этой цели использовался принцип, согласно которому доза от гамма-излучения в материале зашиты может быть определена интерполяцией значений доз ТЛД с меньшим и большим эффективными атомными номерами на значение эффективного атомного номера железа:

°Уре = ^?СаБО4 + -г — ГСаЮ* (¿эф Ре - ¿зф СаБСи) (О

где Э^см и 0Г5г5О4 — мощность поглощенной дозы гамма-излучения в ТЛД соответственно Са50< и Э^СЬ; ^ре, Х»фса504> 2эФ5г504 ~ эффективные атомные номера соответственно железа, СаБО» и БгБОд.

Метод позволил определить поглощенную дозу в материале защиты без привлечения расчетных спектров гамма-излучения. Для измерений использовались ТЛД СаБОДМп) и 5г504(ТЬ)*, имеющие эффективные атомные номера соответственно 15,2 и 30.

Калибровка ТЛД проводилась на образцовом источнике "'Сэ (энергия испускаемых гамма-квантов 661 кэВ) в точке, где мощность поглощенной дозы гамма-излучения в воздухе была равна (0.133+0.009) мрад/с (источник аттестован специалистами ВНИИФТРИ пос. Менделеево).

При проведении экспериментов на моделях защиты, облучаемых источником нейтронов с энергией 14 МэВ, ТЛД регистрировали не только гамма-излучение, но и нейтронное. При этом нейтронная доза вносила

• - ТЛД синтезированы в МГУ на кафедре радиационной химии Кирюхиным О.В.

3

ощутимый вклад (до 40 %) в экспериментально измеряемую детектором суммарную дозу. Это обстоятельство необходимо учитывать при определении поглощенной дозы гамма-излучения.

Поглощенная доза гамма-излучения в ТЛД определялась как:

= Рг - £>„ (2)

где Оц - экспериментально измеренная суммарная поглощенная поза, Оп -нейтронная доза в ТЛД.

В ходе разработки методики измерения мощности поглощенной дозы гамма-излучения были предложены различные методы определения нейтронной дозы в ТДД без привлечения расчетной информации о спектре нейтронов.

Исследования проведены для области энергий нейтронов выше 0,5 МэВ в модели сплошной железной зашиты (вдоль ее центральной оси. проходящей через источник нейтронов) для различных расстояний от передней поверхности (рис.1). Для исследований был выбран детектор СаБС^, функция нейтронного отклика которого в'диапазоне энергии нейтронов от тепловой до 14 МэВ известна. Рассматривалась возможность использования в методах следующих реакций: ,151п(п,10, 642п(п,р), 204РЬ(п,п'), 27А1(п,р), кРе(п,р), юСи(п,2п), которые, как правило, измеряются в реперных интегральных экспериментах.

На основе анализа проведенных вычислений предложены методы определения нейтронной дозы в ТЛД:

а) Метод с нспользованием восстановленных спектров нейтронов по скоростям реакций.

Для вычисления нейтронной дозы в ТЛД использовались спектры нейтронов, восстановленные по скоростям пороговых реакций в области энергий нейтронов от 0.8 до 14.75 МэВ. Спектры нейтронов восстанавливались с помощью программы основанной на алгоритме метода минимизации направленного расхождения. Нейтронная доза в ТДД определялась по формуле:

Еист.

Оп = |С(ЕЛ|Ф(ЕЛ|<1ЕЛ (3)

о

где Ф(Н„) - энергетическое распределение плотности потока нейтронов, нормированное на один нейтрон источника, С(Е„) - функция нейтронного

отклика ТЛД, Ея - энергия нейтронов.

/0

б) Мсюдс использованием »ффекшвных параметров поротвых реакций.

Были определены эффективные параметры вышеуказанных пороговых реакций с учетом формулы:

Еист Ецсгп

R= ¡a[En)dEn=o3<p \<ЦЕп)с1Ее (4)

О Е>ф

где R. сг(Е„) - скорость и сечение пороговой ядерной реакции, и Е^

- эффективный порог и эффективная энергия ядерной реакции.

Функция нейтронного отклика ТЛД G(E„) на- исследуемом интервале

энергии нейтронов разбивалась на энергетические промежутки,

соответствующие эффективным параметрам используемых пороговых

детекторов, и представлялась как:

(5)

где Н^, - значения эффективных энергетических порогов используемых реакций.

Подставив выражения (4) и (5) в формулу (3) окончательное выражение для определения нейтронной дозы в ТЛД можно представить следующим образом:

Я* _ Л2 R¡ _ Ri+1

_ °эф, " Уэф! Efllr Оэф, <73ф„,

= —--- i C{En)dEn+...+ —--- JG(£„)d£n+...

с эф, Еэф,

*к (6) + i ^ Тс'(Е n)d Еп

с ист ¿эфк Еэфк

где к - число детекторов используемых в эксперименте.

в) Метод моделирования функции нейтронного отклика ТЛД сечениями ядерных пороговых реакций.

Функция нейтронного отклика ТЛД - G(En) пропорциональна сечениям ядерных реакций, идущим на элементах детектора. Был разработан метод, согласно которому нейтронная доза в ТЛД определялась путем моделирования функцни нейтронного отклика ТЛД сечениями ядерных реакций, измеряемых в экспериментах. Вследствие возрастающего характера зависимости функции

Н

нейтронного отклика ТЛД от энергии нейтронов ее удобно моделировать сечениями пороговых реакций.

Функция нейтронного отклика ТЛД представлялась в виде:

G{En) = £ А,сг,[Еп) (7)

ЫI

где А} - постоянные размерные коэффициенты, значения которых вычислялись методом наименьших квадратов, а,(Еп) - табличные значения .сечений ' пороговых ядерных реакций.

На рис. 2 приведен характерный пример моделирования функции нейтронного отклика ТЛД сечениями пороговых реакций ll5In(n,n'), ^Fcfn.p), 63Си(п,2п) активационных детекторов.

После подстановки формулы (6) в (2) было получено выражение для нейтронной дозы в детекторе :

Eucm Л Eiи m •

Dn= f lAiai{EnmE)dE =A, ¡а^ЕЩЕЩ +

0 i=i • E,

В E п

С ист Сист. Л

+ А2 io-2(£W£)d£+...+ An = ZAjRi

Вг Е„ <=I

где п - количество реакций, используемых для моделирования.

Каждый из предложенных методов позволяет определять нейтронную дозу в ТЛД с погрешностью (10-50),%.

Были проведены расчеты погрешности определения поглощенной дозы гамма-излучения в модели сплошной железной защиты - AD,Fu в зависимости от погрешности определения нейтронной дозы в ТЛД - ADn. Результаты этих расчетов представлены на рисунке 3. Из проведенного анализа расчетов были сделаны следующие выводы о требованиях к точности определения нейтронной дозы в ТЛД:

•для малых расстояний от передней поверхности сборки, где вклад нейтронной дозы в суммарную дозу ТЛД достаточно большой ~(20+40)%, погрешность определения нейтронной дозы в детекторе должна быть ¿25%, чтобы погрешность поглощенной дозы гамма-излучения в модели железной зашиты составляла-15%;

iZ

-для больших расстояний от передней поверхности модели вклад нейтронной дозы в суммарную дозу ТЛД уменьшается до -|10+20)%, и в этом случае для того, чтобы погрешность определения поглощенной дозы гамма-излучения в модели железной зашиты практически не зависела от погрешности определения нейтронной дозы в ТЛД. последнюю достаточно вычислять с точностью <50%.

Выла выполнена оценка погрешности измерений мощности поглощенной дозы в материале зашиты, которая с учетом всех источников составила (12-15)%. что позволяе'т использовать экспериментальные данные как реперные при сравнении их с расчетом.

В работе показано, что основной вклад в погрешность поглощенной дозы гамма-излучения в модели железной защиты вносили в основном погрешность абсолютной калибровки ТЛД на образцовом источнике гамма-излучения l37Cs (-10%) н статистическая ошибка измерения световыхода ТЛД (<10%). На основании проведенного анализа источников погрешности измерений были рассмотрены возможности уменьшения погрешности мощности поглощенной дозы гамма-излучения.

Предложен экспресс-метод определения поглощенной дозы гамма-излучения в материале защиты. Метод позволяет оценивать с небольшим увеличением погрешности мощность поглощенной дозы гамма-излучения в защите только измерением с одннм ТЛД SrS04 путем введения поправочного коэффициента. Такой подход позволяет исключить из эксперимента интерполяционную процедуру, что более чем в два раза уменьшает время получения экспериментальных результатов.

Представлены реперные интегральные эксперименты на разных композициях моделей железной и железоводной зашиты ТЯР (рис. 4). В экспериментах измерены распределения мощности поглощенной дозы гаммаг излучения и абсолютных, нормированных скоростей ядерных реакций ll5In(n,n'), 56Fe(n,p), 63Cu(n,2n) в аксиальном направлении модели сплошной зашиты и па задней поверхности всех остальных моделей. Для примера на рисунке 5 представлены распределения, полученные на модели железной защиты с прямой центральной щелью 20 мм.

Результаты экспериментов апробировались при верификации расчетных

программ BLANK, разработанной в Российском научном центре "Курчатовский

/3

институт", MCNP-4a и GERA, разработанной в МИФИ. В результате -проведения верификационных исследований было получено совпадение расчетных н экспериментальных скоростей ядерных реакций в пределах (10-20)%, а совпадение расчетных и экспериментальных величин мощности поглощенной дозы гамма-излучення в пределах 20 %. Результаты верификации подтверждают пригодность программ BLANK, MCNP и GERA для расчетов функционалов нейтронных и гамма-полей в моделях защиты ТЯР с полыми щелями.

Основные результаты работы.

1. Сконструированы и изготовлены модели железной и железоводной защит толщиной 400 мм, позволяющие варьировать параметры щелевых зазоров в передней и задней половине моделей защит, а также смещение между зазорами. Это дает возможность моделирования процессов переноса нейтронов и гамма-квантов, характерных для конкретных типичных конфигураций защиты, и проведения сравнительного анализа эффекта щелевых зазоров.

2. Разработана методика измерения поглощенной дозы гамма-излучения в модели защиты ТЯР с помощью ТЛД без привлечения расчетной информации о спектрах нейтронов и гамма-квантов, которая дает возможность определять поглощенную дозу гамма-излучения с пространственным разрешением -{1*3) мм, что особенно важно при исследовании радиационного воздействия вблизи конструкционных зазоров, щелей и неоднородностей различных типов.

3. Разработаны различные способы определения нейтронной дозы в суммарной поглощенной дозе ТЛД, что необходимо при корректном определении поглощенной дозы гамма-излучения в смешанных гамма-нейтронных полях, формирующихся при экспериментах с источником нейтронов с энергией 14 МэВ. Показано, что нейтронная доза в ТЛД определяется с точностью (10-50)% следующими методами:

- при помощи спектров нейтронов восстановленных по измеренным скоростям реакций;

- с помощью эффективных параметров ядерных пороговых реакций;

yv

- путем моделирования функции нейтронного отклика ТЛД сечениями ядерных реакций.

На основе разработанной методики проведен анализ и получены рекомендации по использованию различных способов определения нейтронной дозы в ТЛД при измерении поглощенной дозы гамма-излучения в моделях зашиты ТЯР. Анализ показал, что предложенные методы позволяют определять нейтронную дозу в ТЛД с точностью < (15^50)% и при этом поглощенная доза гамма-излучения в моделях защиты определяется с точностью ~15 %.

4. Разработана методика измерения абсолютных, нормированных скоростей пороговых ядерных реакций в моделях железных и железоводной щелевых защит, которая позволяет экспериментально определять распределения нейтронных функционалов в низкоиитенсивных радиационных полях с пространственным разрешением -(2-4) мм и погрешностями -{6-11) %.

5. Получены результаты измерения пространственных распределений абсолютных, нормированных скоростей ядерных пороговых реакций ll5In(n,n'), ^Fefn.p), 63Cu(n,2n) и мощности поглощенной дозы гамма-излучения для всех исследуемых композиций моделей защиты, которые использовались для

верификации трех расчетных программ. %

6. Проведено сравнение результатов интегральных экспериментов по измерению скоростей реакций пороговых детекторов n5In(n,n'), ^Fefn.p), 63Cu(n,2n) и мощности поглощенной дозы гамма-излучения в различных композициях защиты с расчетами, выполненными по программам BLANK и MCNP. В результате верификационных исследований получено согласие расчетных и экспериментальных значений в пределах 20 %.

7. В результате проведенных расчетных исследований для модели сплошной железной защиты показано существование единых в рассматриваемой модели эффективных параметров пороговых реакций активационных детекторов "^(пЛ ^Znfn.p), 204Pb(n,n'), 27А1(п,р), ^Pein.p), 63Cu(n,2n). Полученные эффективные параметры ядерных реакций могут использоваться для определения интегральных потоков нейтронов и при определении нейтронной дозы в ТЛД.

Основные материалы диссертации опубликованы в работах

1. Андреев М.И.. Верзилов Ю.М. и др. Использование ТЛД для определения энерговыделения в моделях бланкетов ТЯР. V Всесоюзная конференция по инженерным проблемам ТЯР, 10-12 октября 1990, Ленинград. 2 Afanasiev V.V., Andreev M.I. et al. Benchmark-experiments' and analysis on streaming of 14-MeV neutrons iron and iron-water radiation shielding mock-ups with slits. Preprint ME Phi 003-94. Moscow, 1994.

3. Андреев М.И., Афанасьев B.B., Белевитин А.Г., Ромоданов В.Л. Метод

разделения дозы от нейтронного и гамма-излучений в ТЛД при проведении « «

экспериментов на моделях зашиты ТЯР. Проблемы безопасности ядерно-энергетических установок: Тезисы докладов IX семинара по проблемам физик» реакторов. Москва, 4-8 сентября 1995 г.. стр. 205.

4. Андреев М.И., Афанасьев В.В., Белевитин А.Г., Одинцов А.А., Ромоданов В.Л. Разработка и создание методической основы и средств, измерения энерговыделения в железных модельных композициях зашиты ТЯР. Отчет МИФИ, 1995.

5. Afanasiev V.V., Andreev M.I. et aj. Benchmark-experiments and analysis on streaming of 14-MeV neutrons iron and iron-water radiation shielding mock-ups with slits. Proc. of the 1996 Topical Meeting Radiation Protection & Shielding, Massachusetts, April 21-25,199Й, p.687.

re

я,

10

т30

-31

10

ЩЕЛЬ

1 рал

нейт.ист ядро нейт.ист.

►•—•6 -

\

( ' \ о.

ко °.......

\ "О--..

V

--

ЗАЩИТА -А

г-10

15

-16 10

О 20 40 60 ,мм

• Расстояние от центральной оси сборки

Источник нейтронов

' / ' У/.

/ / . ///

63

■•-От- - Си (п,2п) 56 Бе (п,р)

20 мм

115,

I \Позиции детекторов

1п (п,п')

Рис. 5 Зависимость скоростей ¡верных реакций и мзщности дозы гамма-излучения от расстояния от центральной оси модели зшдагга с прямой щелыо 20 мы.

20-

• - 50ми

* • 100 им

■ - 200 мм

4- • 300 иы

* - 400 мм

____+ '_____♦

«

40

80.

Рис 3 Зависимость погрешности дозы ганыа-нзлучсши в материале защиты от погрешности нейтронной дозы в ТЛД дм разных расстояний передней поверхности модели.

Исккиик

нсйгроио!

У

Неточна нейтронов

У

Источник нейтронов

/

'У/ X

У

! /у

Отшшед жедеишя зяхцкгя

Истоашх неЯгрож»

Защит* с цскгрвдыеЯ щелью шириной 5,20 и 40 ш

Истснних нейтроне»

Защит» со щошо 20 «ш и СД1ИШШ 10,20 или 601Ш

Ж

V/, 'У//

рЩД

Защита оо дулцо иирикоЯ 3 и 20 мм ао порой полоном сбор«

X

Жшпаая! шккпвипцшии* П""-" ширмовМш

Рис. 4 Схемы исследованных защитных композиций неделей защиты ТЯР.

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1. РЕПЕРНЫЕ ЭКСПЕРИМЕНТЫ В ПРОБЛЕМЕ ПРОХОЖДЕНИЯ НЕЙТРОНОВ И ВТОРИЧНЫХ ГАММА-КВАНТОВ ЧЕРЕЗ МОДЕЛИ ЩЕЛЕВЫХ КОМПОЗИЦИЙ ЗАЩИТЫ ТЕРМОЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ.

1.1 Задачи интегральных реперных экспериментов.

1.2 Требования предъявляемые креперным экспериментам.

1.3 Основные типы интегральных экспериментов.

1.4 Обзор литературы по интегральным экспериментам

1.4.1 Модели сплошной защиты ТЯР.

1.4.2 Композиции защит, имеющие в своем составе пустоты.

1.6 Выводы.

ГЛАВА 2. СОЗДАНИЕ МЕТОДИКИ ИЗМЕРЕНИЯ ФУНКЦИОНАЛОВ

НЕЙТРОННОГО И ГАММА-ПОЛЕЙ В РЕПЕРНЫХ ЭКСПЕРИМЕНТАХ НА МОДЕЛЯХ ЩЕЛЕВЫХ КОМПОЗИЦИЙ ЗАЩИТ, ОБЛУЧАЕМЫХ НЕЙТРОНАМИ РЕАКЦИИ Т(с1,п)4Не.

2.1 Постановка задачи.

2.2 Методика измерения абсолютных, нормированных скоростей ядерных реакций

2.2.1 Выбор метода измерения нейтронных функционалов и соответствующего набора детекторов.

2.2.2 Расчет геометрических параметров детекторов.

2.2.3 Схема расположения детекторов на установке во время эксперимента.

2.2.4 Система измерения абсолютных, нормированных скоростей ядерных реакций.

2.2.5 Определение эффективных параметров пороговых реакций в модели железной защиты, облучаемой нейтронами реакции Т(с1,п)4не.

2.3 Методика измерения поглощенной дозы гамма-излучения в моделях железных и железоводной композиций защит

2.3.1 Выбор метода измерения поглощенной дозы гамма-излучения.

2.3.2 Характеристики используемых в экспериментах термолюминесцентных детекторов (ТЛД).

2.3.3 Измерительная аппаратура.

2.3.4 Калибровка ТЛД в поле образцового источника гамма-излучения.

2.3.5 Особенности регистрации нейтронов и гамма-квантов ТЛД.

2.3.6 Исследование различных методов определения нейтронной поглощенной дозы в термолюминесцентных детекторах

2.3.6.1 Определение нейтронной дозы в ТЛД с использованием расчетных спектров нейтронов.

2.3.6.2 Определение нейтронной дозы в ТЛД с использованием эффективных параметров пороговых реакций.

2.3.6.3 Определение нейтронной дозы в ТЛД с использованием восстановленных спектров нейтронов.

2.3.6.4 Определение нейтронной дозы в ТЛД путем моделирования нейтронного функции отклика сечениями ядерных реакций.

2.3.7 Расчет функции нейтронного отклика ТЛД 8гБ04.

2.3.8 Анализ погрешности определения поглощенной дозы гамма-излучения.

2.3.9 Экспресс-метод определения поглощенной дозы гамма-излучения в моделях защиты.

2.3.10 Методические рекомендации по измерению поглощенной дозы гамма-излучения в моделях щелевых железных и железоводных композиций защиты ТЯР с помощью ТЛД.

2.4 Выводы.

ГЛАВА 3. РЕПЕРНЫЕ ИНТЕГРАЛЬНЫЕ ЭКСПЕРИМЕНТЫ ПО ИЗМЕРЕНИЮ СКОРОСТЕЙ ЯДЕРНЫХ РЕАКЦИЙ НА МОДЕЛЯХ ЖЕЛЕЗНЫХ И ЖЕЛЕЗОВОДНОЙ КОМПОЗИЦИЙ ЗАЩИТ, ИМЕЮЩИХ ЩЕЛИ РАЗЛИЧНЫХ РАЗМЕРОВ И КОНФИГУРАЦИЙ.

3.1 Постановка задачи.

3.2 Генератор нейтронов на основе реакции T(d,n)4He

3.2.1 Лаборатория "Нейтронный генератор".

3.2.2 Параметры генератора нейтронов.

3.2.3 Конструкция мишенного узла.

3.2.4 Система абсолютного счета нейтронов.

3.3 Конструкция моделей защит железных и железоводной композиций и геометрия эксперимента.

3.4 Методика проведения измерений скоростей реакций пороговых детекторов.

3.5 Особенности проведения эксперимента.

3.6 Результаты измерения пространственных распределений скоростей реакций пороговых детекторов.

3.7 Выводы.

ГЛАВА 4. РЕПЕРНЫЕ ИНТЕГРАЛЬНЫЕ ЭКСПЕРИМЕНТЫ ПО ИЗМЕРЕНИЮ

МОЩНОСТИ ПОГЛОЩЕННОЙ ДОЗЫ ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ НА МОДЕЛЯХ ЖЕЛЕЗНЫХ И ЖЕЛЕЗОВОДНОЙ ЗАЩИТ, ИМЕЮЩИХ ЩЕЛИ РАЗЛИЧНЫХ РАЗМЕРОВ И КОНФИГУРАЦИЙ. 4.1 Методика определения мощности поглощенной дозы в защитной композиции.

4.2 Результаты определения мощности поглощенной дозы гамма-излучения в щелевых композициях железной и железоводной защит.

4.3 Сравнение результатов экспериментов с расчетом.

4.3.1 Сравнение величин скоростей ядерных реакций с расчетом по программам BLANK, MCNP и GERA.

4.3.2 Сравнение экспериментальных величин мощности поглощенной дозы гамма-излучения с расчетом по программам MCNP и GERA.

4.4 Анализ экспериментальных результатов.

4.5 Выводы.

Экономический прогресс в любой промышленно развитой стране неразрывно связан с ростом потребления электроэнергии. В настоящее время потребности в ней удовлетворяются главным образом за счет органических источников нефти, угля и газа. Эти источники относятся к невозобновляемым - их запасы постоянно истощаются. Поэтому в долгосрочные программы развития энергетики должны быть включены практически неисчерпаемые запасы ядерной энергии. Первым шагом в этом направлении явилось освоение управляемой цепной реакции деления в ядерных реакторах на тепловых и быстрых нейтронах. Чернобыльская авария несколько снизила темпы развития ядерной энергетики, она поставила более жесткие требования к обеспечению безопасности действующих и вновь создаваемых ядерных установок, выбору их типов, однако не исключила значимости ядерной энергетики для мирового прогресса. Следующим шагом в освоении ядерной энергии могло бы стать создание термоядерных реакторов, утилизирующих энергию синтеза легких ядер. К их достоинствам можно отнести принципиальную ядерную безопасность, так как при их работе не используется критическая масса делящихся изотопов.

Впервые на возможность использования Б-Т реакции обратили внимание в начале пятидесятых годов. Но лишь спустя два десятилетия, в связи с успехами в изучении физики плазмы, начались теоретические и экспериментальные исследования, в которых термоядерные установки рассматривались уже не только в качестве бридеров делящихся изотопов, но и как производители электроэнергии. В начале восьмидесятых годов исследования перешли в стадию проектных и конструкторских разработок. И в настоящее время наиболее развитыми являются проекты термоядерных реакторов с магнитным удержанием плазмы на основе реакции Т(Б,п)4Не.

Одной из основных значимых частей ТЯР является конструкция защиты, предохраняющая от воздействия радиационных полей' окружающие установку, рабочие приборы и оборудование, а также обслуживающий персонал.

К нейтронно-физическим свойствам и размерам защиты предъявляются ограничительные требования, что обусловлено ее высокой стоимостью. Стоимость защиты в современных ядерно-энергетических установках может достигать 20-30 % стоимости сооружения, а толщина защиты - больших размеров. Возникает оптимизационная задача получения требуемых тепло и ядерно-физических параметров защиты при минимальном ее размере. Важной особенностью создания реакторов на основе управляемого термоядерного синтеза является невозможность экспериментального определения этих параметров из-за отсутствия действующих установок, поэтому на первое место выходит разработка комплексов программ, позволяющих с заданной точностью рассчитать любые функционалы нейтронного и гамма-полей в защите ТЯР, и создание библиотек оцененных ядерных данных для перспективных материалов защиты. В области реакторов деления эта проблема успешно решена для широкого круга используемых материалов и конструкций активной зоны ядерных реакторов. Прямой перенос уже разработанных методик расчета на защиту ТЯР невозможен, так как существуют принципиальные отличия в механизме формирования спектра нейтронов и гамма-квантов в защите ТЯР и активной зоне ядерного реактора: -энергия нейтронов синтеза значительно выше энергии нейтронов деления, что приводит к появлению новых каналов реакций и необходимости детального учета анизотропии нейтронного потока;

-конструкция защиты предусматривает наличие неоднородностей, например, конструкционных щелей или полых каналов для диагностики, что усложняет расчет переноса нейтронов;

-применяются новые конструкционные и защитные материалы; -возникает сложная геометрия источника и защиты.

Проверка библиотек оцененных ядерных данных и программ расчета переноса нейтронов в защите ТЯР осуществляется обычно в интегральных экспериментах с использованием нейтронных генераторов, реализующих точечный источник нейтронов на основе В-Т реакции. Это позволяет моделировать в эксперименте те же ядерные процессы, что и в реальной защите. По мнению авторов работ [1, 2] требуемая точность расчета нейтронно-физических характеристик защиты до настоящего времени не достигнута, и поэтому существует потребность в дальнейшем совершенствовании библиотек ядерных данных и методик расчета переноса нейтронов и гамма-излучения. Составной частью таких исследований являются интегральные эксперименты на моделях защиты наиболее проработанных проектов ТЯР.

Целью диссертационной работы являлись разработка и создание методической базы измерения абсолютных, нормированных функционалов нейтронного и гамма-полей в неоднородных моделях железной и железоводной защит с погрешностями, удовлетворяющими условиям верификации расчетных программ, и измерение на этой основе соответствующих реперных спектральных характеристик в моделях защиты с полыми щелями, облучаемых нейтронами Б-Т реакции.

В рамках поставленной цели было необходимо решить следующие задачи: -сконструировать и изготовить сборки железной и железоводной защит, позволяющие создавать в них различные конфигурации полых щелей;

-разработать методику измерения абсолютных, нормированных скоростей ядерных реакций и создать комплект пороговых детекторов, позволяющий измерять функционалы нейтронного поля в моделях щелевых защит с пространственным разрешением ~(2-4) мм; -разработать методику измерения мощности поглощенной дозы гамма-излучения в материале защиты, облучаемой нейтронами с энергией 14 МэВ, без привлечения расчетной информации о спектрах нейтронов и гамма-квантов;

-получить адекватные расчету экспериментальные величины пространственных распределений абсолютных, нормированных скоростей ядерных реакций и мощности поглощенной дозы гамма-излучения;

-проанализировать экспериментальные результаты скоростей ядерных реакций и мощности поглощенной дозы гамма-излучения.

Актуальность работы. Так как верификация программ, используемых в проектных разработках защиты ТЯР, не может быть осуществлена с помощью действующих термоядерных установок ввиду их отсутствия в настоящее время, то для этой цели необходимы результаты реперных экспериментов на моделях защиты с использованием нейтронных генераторов на основе реакции Т(<1,п)4Не, обеспеченные методической и аппаратурной базой и позволяющие получать требуемую точность измерений при больших объемах выполненных исследований. Новизна работы:

1. Разработана методика измерения мощности поглощенной дозы гамма-излучения в материале защиты ТЯР без привлечения расчетной информации о спектрах нейтронов и гамма-квантов, удовлетворяющая условиям верификации расчетных программ.

2. Разработана методика измерения абсолютных, нормированных скоростей ядерных реакций в моделях защитных композиций с полыми щелями.

3. Предложены и проанализированы следующие способы определения нейтронной дозы в ТЛД при облучении в экспериментах с источником Б-Т реакции, позволяющие использовать экспериментальную информацию о скоростях ядерных реакций при измерении мощности поглощенной дозы гамма-излучения:

-использование эффективных параметров пороговых реакций, -применение восстановленных спектров нейтронов.

-моделирование функции нейтронного отклика ТЛД сечениями ядерных реакций.

4. На основании полученных результатов интегральных экспериментов на моделях защит проведен анализ абсолютных скоростей ядерных реакций и мощности поглощенной дозы гамма-излучения.

Апробация работы. Основные положения работы представлены в материалах VI Всесоюзной конференции по инженерным проблемам термоядерных установок [3], Международной конференции в Массачусетсе [4], IX Всесоюзном семинаре по проблемам ядерно-энергетических установок [5], опубликованы в препринте МИФИ [6], докладывались на семинарах в МИФИ.

Личный вклад автора состоит в следующем: -конструировании моделей экспериментальных установок;

-участии в создании методики измерения абсолютных, нормированных скоростей ядерных реакций;

-создании методики измерения мощности поглощенной дозы гамма-излучения в материале защиты;

-разработки методов определения нейтронной дозы в ТЛД;

-участии в изготовлении набора пороговых и термолюминесцентных детекторов для измерений функционалов нейтронных и гамма-полей с высоким пространственным разрешением;

-проведении измерений абсолютных нормированных скоростей пороговых реакций и мощности поглощенной дозы гамма-излучения в моделях железной и железоводной защит, а также в обработке и анализе результатов экспериментов.

На защиту выносятся :

1. Методика измерения мощности поглощенной дозы гамма-излучения в моделях щелевых железных защит, в которой для повышения достоверности результатов измерений используется экспериментальная информация о спектральных характеристиках нейтронного поля, и удовлетворяющая условиям верификации расчетных программ.

2. Способы определения нейтронной дозы в ТДЦ, позволяющие без расчета нейтронных спектров определять мощность дозы гамма-излучения в моделях защиты, облучаемых нейтронами с энергией 14 МэВ.

3. Методика измерения пространственных распределений скоростей ядерных реакций пороговыми детекторами в неоднородных композициях моделей железной и железоводной защит ТЯР, позволяющая измерять нейтронные функционалы с высоким пространственным разрешением и удовлетворяющая условиям верификации расчетных программ.

4. Результаты реперных экспериментов измерения пространственных распределений абсолютных, нормированных скоростей реакций и мощности поглощенной дозы гамма-излучения в моделях железной и железоводной защит с полыми каналами различной конфигурации.

Практическая полезность.

1. Получены результаты интегральных экспериментов на щелевых моделях железной и железоводной защит следующих конфигураций: -сплошная железная сборка толщиной 400 мм;

-железная сборка с прямой центральной щелью шириной 5, 20 и 40 мм;

-железная сборка со смещенной на половине толщины щелью шириной 20 мм и величиной смещения 10, 20 и 60 мм;

-железная сборка со щелью 5 и 20 мм во второй половине модели; -железоводная сборка с прямой центральной щелью 20 мм.

В экспериментах получены результаты измерений пространственных распределений функционалов нейтронных и гамма-полей внутри и на задней поверхности моделей, которые могут быть использованы для верификации расчетных программ с различными библиотеками ядерных данных.

2. Созданы модели железных и железоводной защит с полыми щелями различной конфигурации, позволяющие проводить эксперименты с источником нейтронов с энергией 14 МэВ.

3. Разработаны методы учета нейтронной дозы в ТДЦ, позволяющие определять мощность поглощенной дозы гамма-излучения без привлечения расчетной информации.

4. На моделях железной и железоводной защит получены результаты реперных экспериментов, с помощью которых были проведены верификационные исследования трех расчетных программ.

Диссертация состоит из четырех глав.

Обзор интегральных экспериментов на моделях защиты ТЯР и анализ особенностей проведения экспериментов на моделях защиты с внешним источником нейтронов с энергией 14 МэВ дан в первой главе.

Во второй главе дано описание многоканальной системы измерения абсолютных, нормированных скоростей ядерных реакций, активационного набора пороговых реакций и методики проведения экспериментов. Также изложена методика измерения мощности поглощенной дозы гамма-излучения в полях смешанного гамма-нейтронного излучения с помощью ТЛД при облучении нейтронами D-T реакции.

Третья глава посвящена описанию лаборатории "Нейтронный генератор", композиций защиты, исследуемых в работе, а также представлены результаты измерения скоростей ядерных реакций в моделях железной и железоводной защит.

В четвертой главе представлены экспериментальные результаты измерения мощностей поглощенной дозы гамма-излучения в различных исследуемых композициях защиты. Проведен анализ полученных экспериментальных результатов и верификации программ BLANK, MCNP и GERA по результатам экспериментов.

Диссертация изложена на 147 страницах, включая список литературы ( 64 источника на 6 страницах), 14 таблиц и 30 рисунков.

выводы: Проведены интегральные реперные эксперименты и получены экспериментальные ;начения пространственных распределений мощности поглощенной дозы гамма-излучения в моделях сплошной и щелевых композиций защиты, которые могут быть использованы в сачестве реперных для верификации расчетных программ.

I. Проведено сравнение результатов интегральных экспериментов по измерению скоростей зеакций пороговых детекторов n5In(n,n'), 56Fe(n,p), 63Cu(n,2n) и мощности поглощенной юзы гамма-излучения в различных композициях защиты с расчетами, выполненными по трограммам BLANK и MCNP. Получено согласие расчетных и экспериментальных значений 5 пределах (10-20) %, что соответствует уровню экспериментальных погрешностей и статистике расчетов методом Монте-Карло.

Сравнение результатов измерений скоростей реакций пороговых детекторов ll5In(n,n'), 56Fe(n,p), 63Cu(n,2n) для сплошной железной защиты с расчетом по программе GERA' показало совпадение расчетных и экспериментальных скоростей ядерных реакций в пределах (15-20) %.

3. Проведен физический анализ результатов измерений скоростей реакций II5In(n,n'), >6Fe(n,p), 63Cu(n,2n) и мощности поглощенной дозы гамма-излучения для различных композиций, облучаемых нейтронами с энергией 14 МэВ. Показано, что значительное увеличение потока нейтронов с энергией Еп>1 МэВ в области щели, по сравнению со сплошной защитой, требует дополнительной радиационной защиты, либо ступенчатого щелевого зазора.

Показано, что мощность поглощенной дозы гамма-излучения в модели сплошной железной защиты спадает по толщине примерно в 500 раз, а введение прямой центральной щели шириной 5 или 20 мм вызывает эффект возрастания мощности поглощенной дозы в области щели в (5-7) раз.

137 к Эффективность ослабления потока нейтронов с 1<ЕП<10 МэВ для модели железоводной ;ащиты со щелью 20 мм выше, чем для аналогичной железной модели, из-за наличия в ¡ащите водорода. Для нейтронов с энергией 10<Е„<14 МэВ наблюдается противоположная ситуация.

Железоводная защита с центральной щелью шириной 20 мм по эффективности зслабления мощности гамма-излучения оказалась в —1,3 раза хуже аналогичной железной композиции.

Заключение.

Проведенные в работе методические и исследовательские разработки, а также полученные на их основе экспериментальные результаты позволяют сделать следующее заключение по выполненной работе.

1. Анализ конструкций защит ТЯР показал, что их особенностью является наличие большого количества пустот и неоднородностей, которые определяют в значительной мере радиационную обстановку вокруг реактора и всю экономику проекта ТЯР в целом. Ввиду гого, что расчет неоднородных защит с пустотами является сложной задачей, в настоящее время представляется необходимым тестирование расчетных программ с различными ядерными данными на результатах взаимосвязанного комплекса реперных экспериментов, которого в настоящее время нет. Поэтому основным направлением при создании комплекса реперных экспериментов следует считать ориентацию на измерение пространственных распределений функционалов нейтронных и гамма-полей в моделях железных и железоводных щелевых защитных композиций.

2. Сконструированы и изготовлены модели железной и железоводной защит толщиной 400 мм, позволяющие варьировать параметры щелевых зазоров в передней и задней половине моделей защит, а также смещение между зазорами. Это дает возможность моделирования процессов переноса нейтронов и гамма-квантов, характерных для конкретных типичных конфигураций защиты, и проведения сравнительного анализа эффекта щелевых зазоров.

3. Разработана методика измерения поглощенной дозы гамма-излучения в моделях железной защиты с помощью ТЛД без привлечения расчетной информации о спектрах нейтронов и гамма-квантов, которая дает возможность определять поглощенную дозу гамма-излучения с пространственным разрешением ~(1+3) мм, что особенно важно при определении радиационного воздействия вблизи конструкционных зазоров, щелей и неоднородностей различных типов. Методика позволяет использовать различные подходы к учету нейтронной цозы в световыходе ТЛД, что необходимо при корректном определении поглощенной дозы гамма-излучения в смешанных гамма-нейтронных полях. Показано, что нейтронная доза в

ГЛД определяется с точностью (10-20)% следующими методами:

-при помощи восстановленных спектров нейтронов;

-с помощью эффективных параметров ядерных пороговых реакций;

-путем моделирования функции нейтронного отклика ТЛД сечениями ядерных реакций.

На основе разработанной методики проведен анализ и получены рекомендации по использованию различных способов определения нейтронной дозы в ТЛД при измерении поглощенной дозы гамма-излучения в моделях защиты, облучаемыми нейтронами с энергией 14 МэВ. Анализ показал, что предложенные методы позволяют определять нейтронную дозу в ТЛД с точностью < 50 % и при этом поглощенная доза гамма-излучения в защите определяется с точностью ~ 15 %.

4. Разработана методика измерения абсолютных, нормированных скоростей пороговых ядерных реакций в моделях железных и железоводной щелевых защит, которая позволяет экспериментально определять нейтронные функционалы в низкоинтенсивных радиационных полях с пространственным разрешением ~(2-4) мм и погрешностями ~(6-11) %, удовлетворяющими условиям верификации программ, используемых при расчетах моделей неоднородных защит.

5. Рассчитаны эффективные параметры пороговых реакций активационных детекторов 1151п(п,п'), б47п(п,р), 204РЬ(п,п'), 27А1(п,р), 56Ре(п,р), 63Си(п,2п) для модели сплошной железной защиты. Полученные эффективные параметры ядерных реакций могут использоваться для определения интегральных потоков нейтронов и при вычислении нейтронной дозы в ТЛД.

5. Получены результаты измерения пространственных распределений ядерно-физических функционалов нейтронных полей на моделях сплошной железной защиты, с прямой центральной щелью шириной 5, 20 и 40 мм, со смещением 10, 20 и 60 мм между первой и второй половинами сборки с центральной щелью 20 мм, со щелью шириной 5 и 20 мм в адней половине сборки, а также на модели железоводной защиты с прямой центральной целью шириной 20 мм.

Для всех защитных композиций измерены пространственные распределения бсолютных скоростей пороговых реакций 115In(n,n'), 56Fe(n,p), 63Cu(n,2n) и мощности юглощенной дозы гамма-излучения как внутри сплошной композиции, так и за моделями келезной и железоводной защит со щелями. Полученные результаты экспериментальных пмерений позволяют использовать их для верификации расчетных программ с различными ¡иблиотеками ядерных данных.

1. Проведено сравнение результатов интегральных экспериментов по измерению скоростей )еакций пороговых детекторов n5In(n,n'), 56Fe(n,p), 6jCu(n,2n) и мощности поглощенной 1,озы гамма-излучения в различных композициях защиты с расчетами, выполненными по фограммам BLANK и MCNP. Получено согласие расчетных и экспериментальных значений i пределах 20 %, что соответствует уровню экспериментальных погрешностей и статистике >асчетов методом Монте-Карло. Сравнение результатов измерений скоростей реакций юроговых детекторов 115In(n,n'), 56Fe(n,p), 63Cu(n,2n) для сплошной железной защиты с )асчетом по программе GERA показало совпадение расчетных и экспериментальных жоростей ядерных реакций в пределах 15-20 %.

Проведен физический анализ результатов измерений скоростей реакций 115In(n,n'), i6Fe(n,p), 63Cu(n,2n) и мощности поглощенной дозы гамма-излучения для различных композиций, облучаемых нейтронами с энергией 14 МэВ. Показано, что значительное /величение потока нейтронов с энергией Еп>1 МэВ в области щели, по сравнению со сплошной защитой, требует дополнительной радиационной защиты, либо ступенчатого целевого зазора. В модели сплошной железной защиты отмечен спад по толщине защиты жоростей реакций детекторов с высоким порогом на три порядка, а для детектора с низким порогом около двух порядков. Показано, что мощность поглощенной дозы гамма-излучения в модели сплошной железной защиты спадает по толщине примерно в 500 раз, а введение

141 рямой центральной щели шириной 5 или 20 мм вызывает эффект возрастания мощности юглощенной дозы в области щели в (5-7) раз.

Эффективность ослабления потока нейтронов с 1<ЕП<10 МэВ для модели <елезоводной защиты со щелью 20 мм выше, чем для аналогичной железной модели, из-за [аличия в защите значительного количества водорода. Для нейтронов с энергией 10<ЕП<14 /1эВ наблюдается противоположная ситуация. Железоводная защита с центральной щелью 0 мм по эффективности ослабления мощности гамма-излучения оказалась в -1,3 раза хуже налогичной железной композиции. Проведенные экспериментальные исследования показали, что необходимо дальше овершенствовать экспериментальные методики измерения функционалов нейтронных и амма-полей с целью повышения надежности данных для тестирования расчетных программ.

1. Seki Y. Nuclear Data and 1.tegral Experiments Required for Fusion Reactor Nuclear Design.1. JAERI-M 86-029, p. 52.

2. Abdou M.A. Neuclear Data Requirements for Fusion Reactors. Trans. Amer. Nucl. Soc., V. 44, 1983, p. 186.

3. Андреев М.И., Верзилов Ю.М. и др. Использование ТЛД для определения энерговыделения в моделях бланкетов ТЯР. V Всесоюзная конференция по инженерным проблемам ТЯР, 10-12 октября 1990, Ленинград.

4. Afanasiev V.V., Andreev M.I. et al. Benchmark-experiments and analysis on streaming of 14-MeV neutrons iron and iron-water radiation shielding mock-ups with slits. Preprint MEPhI 00394, Moscow, 1994.

5. И.Г.Горячев, Ю.И.Колеватов, В.П.Семенов, Л.А.Трыков. Интегральные эксперименты в проблеме переноса ионизирующих излучений. Справочное руководство. М., Энергоиздат, 1985.th

6. Maekawa Н. Shielding research for next fusion devices. Proceedngs of the 8 International Conference on Radiation Shielding, Arlington, Texas, April 24-28, 1994, p. 15.

7. Hashikura H. et al. Measurements of neutron leakage spectra from 50.32 sm radius iron sphere. OKTAVLAN Report A-8307 Osaka University, Japan, 1983.

8. Богомолов'A.M., Марковский Д.В. и др. Прохождение нейтронов с энергией 14 МэВ через защитные композиции ТЯР. Препринт ИАЭ №4030/8, Москва, 1986.

9. Santoro R.T. et al. Calculation of neutron and gamma-ray energy spectra for fusion reactor shield design. Journal of Fusion Energy, V.2, 1982, p.237.

10. Yamamoto J. et al. Numerical tables and graphs of leakage neutron spectra from slabs of typical shielding materials with D-T neutron source. OKTAVIAN Report A-8305 Osaka University, Japan, 1983.

11. Oishi K. et al. Experiment and analysis of neutron spectra in a concrete assembly bombarded by 14 MeV neutrons. Proc. Int'l Conf. on Nuclear Data for Sci. & Technol., May 30-June 3, 1988, Mito, Japan, p.237.

12. Nakashima H. et al. Fusion Engineering & Design, V.10, 1989, p. 121.

13. Hertel N.E. et al. Fusion Technology, V.9, 1986, p.345.

14. Oishi K. et al. Experiment and analysis of neutron spectra in a large cylindrical iron assembly irradiated by 14 MeV neutrons. Proc. 7th Int'l Conf. on Radiation Shielding, Sep.12-16, 1988, Bournemouth, England, p.331.

15. Konno C. et al. Fusion Engineering & Design, V.18, 1991, p.297.

16. Oyama Y. Experiments of nuclear heating by gamma-ray at FNS. Proc. 2nd Specialists Meeting on nuclear data for fusion reactors, Dec.20-21, 1990, JAERI-M 91-062, p. 106.

17. Ikeda Y. et al. Fusion Engineering & Design, V.18, 1991, p.309.

18. Борисов A.A., Загрядский B.A., Чувилин Ю.А. и др. Спектр нейтронов утечки из железной сферы с центральным источником 14-Мэв нейтронов. Препринт ИАЭ-4990/8, Москва, 1989.

19. Benmansour L., Santamarina A. Development of Gamma-Heating Measurements Techniques. Experimental Results and EFF1 Qualification from the FNG Shield Benchmark. Note Technique. Centre D'Etudes de Cadarache, 1994.

20. Maekawa F. et al. Benchmark-experiment on a copper slab assembly bombarded by D-T neutrons. JAERI-M 94-038, Japan, 1994.

21. Yamaguchi S. et al. Measurements of gamma-ray heating in lithium-oxide, graphite and iron slab assemblies bombarded by D-T neutrons. Fusion Engineering & Design, V.10, 1989, p. 163.

22. Ikeda Y. et al. Bulkshielding experiment on a large SS316 assemblies bombarded by D-T neutrons. JAERI-Research 94-043, 1994.

23. Kovaltchuk V.D., Markovskij D.V. et al. Fusion shielding neutronics experiments in Russia in the frame of ITER design. IV Intern. Symp. On Fusion Nuclear Technology, April 6-11, 1997, Tokyo, Japan, p.267.

24. Bortash A.I., Markovskij D.V. et al. Integral experiment with an iron shielding mock-up. IV Intern. Symp. On Fusion Nuclear Technology, April 6-11, 1997, Tokyo, Japan, p.280.

25. Freiesleben H., Seidel K. et al. Experimental investigation of neutron and photon penetration and streaming through iron assemblies. Fusion Engineering and Design V.28, 1995, p.545.

26. Ikeda Y. et al. Integral experiment with a graphite slab assemblies bombarded by D-T neutrons. JAERI-M 87-203, 1987.

27. Freiesleben'H., Seidel K. et al. Neutron and photon flux spectra in a muck-up of the ITER shielding system. IV Intern. Symp. On Fusion Nuclear Technology, April 6-11, 1997, Tokyo, Japan, p.269.

28. Santoro R.T. et al. Calculated neutron and gamma-ray energy spectra from 14-MeV neutrons streaming through an iron duct. Nuclear Science and Engineering V.80, 1982, p.586.

29. Tanaka S. et al. JAERI-M 82-130, 1982.

30. Santoro R.T. et al Monte-Carlo and discrete ordinates calculations of 14-MeV neutrons streaming through a stainless steel duct. Nuclear Science and Engineering V.92, 1986, p.584.

31. Markovskij D.V., Chuvilin D.Yu. et al. Study of fusion shielding neutronics in experiments with assembly, containing voids. Preprint LAE-5570/8, Moscow 1992.

32. Ока Y. et al. Benchmark experiment of fusion neutron streaming through iron shields and the analysis by tree-dimentional transport code TRISTAN. Proc. 7th INT'l Conf. radiation shielding, V.l, 1988,p.341.

33. Oka Y. et al. Benchmark experiment of fusion neutron streaming through polyethylene shield. OKTAVIAN Report A-89-01, Osaka Univ., 1989.

34. Nakashima H. et al. Fusion Technology, V.16, 1989, p.365.

35. Ikeda Y. et al. Bulk shielding experiment on a large SS316/Water assembly bombarded by D-T neutrons. JAERI-Research 95-017, 1985.

36. Бродер Д.JI. и др. Измерение прохождения излучений через элемент защиты термоядерного реактора. Отчет №38 НИЭИ им. Г.М.Кржижановского, 1992.

37. Ikeda Y. et al. Benchmark experiment on void effect in bulk shield assembly and investigation on predictive ability of the effect by transport calculation. IV Intern. Symp. On Fusion Nuclear Technology, April 6-11, 1997, Tokyo, Japan, p.274.

38. Chen Y. et al. Neutronics experiment to simulate ITER shield. IV Intern. Symp. On Fusion Nuclear Technology, April 6-11, 1997, Tokyo, Japan, p.268.

39. Fischer U. Integral data test of the FENDL-1 nuclear data library for fusion applications. Summary report of the Inter. Working Group, Karlsruhe, 1996.

40. Жи?кин A.B., Сахаров B.K., Шаталов Г.Е. Поле нейтронного излучения за неодномерной защитой ТЯР. Препринт ИАЭ-4992/8, 1990.

41. Sumita К. Neutronic integral "benchmark" experiments on DDX for fusion reactor design by OKTAVIAN. Report of the IAEA AGM on Nuclear Data for Fusion Reactor Technology, Uaussing. GDK, 1-5 December 1986, 1 NDC/P, (8/)-3, iy8/-U3-U3.

42. Maekawa H. Clear benchmark experiments and analysis at ENS. Proc. Specialists meeting on nuclear data for fusion neutronics. JAERI-M 86-029, 1986, p.171-182.

43. Афанасьев В.В., Белевитин А.Г., Верзилов Ю.М., Ромоданов B.JI. Автоматизация измерений скоростей ядерных реакций в моделях бланкетов ТЯР. IV Всес. конф. по инженерным проблемам ТЯР, январь 1988.

44. Е.А.Крамер-Агеев, В.С.Трошин, Е.Г,Тихонов. Активационные методы спектрометрии нейтронов. М.,Атомиздат, 1976, с.68.

45. J.Grundl, A.Usner. Spectral comparisons with high energy activation detectors. Nuclear Science and Engineering, 1960, V.8, p.598.

46. Khromov V., Krychkov E., Tichomirov G. et al. Probabilistic method of discrete ordinates in a neutron transport problem. Nuclear Science and Engineering, V.121, 1995, p.264.

47. В.Штольц, Р.Бернхардт. Дозиметрия ионозирующего излучения. Рига, "Зинатне",1982.

48. Иванов В.И. Курс дозиметрии. Энергоатомиздат, 1988.

49. Sasamoto N., Tanaka S. Gamma-ray absorbed dose measurement in media with thermoluminescent dosimeters having different atomic numbers. J. of Nucl. Sci. & Techn., V22(2), February 1985, p. 109.

50. H.Hashikura et al. Calculation of neutron response of thermoluminiscent dosimeters. J.of Faculty of Eng., the University ofTokio, Vol. XXXIX, No 1, pp. 7-16, 1987.

51. Yamaguchi S., Maekava H., Kosako K., Nakamura T. and Porges K.G. Measurements of Gamma-Ray Heating in Lithium-Oxide, Graphite and Iron Slab Assemblies Bombarded by D-T Neutrons. Fusion Eng. Des., 10, p. 163, 1980.

52. Белевитин 'А.Г. Спектральные характеристики нейтронного поля в реперных экспериментах на моделях бланкетов ТЯР. Диссертация, 1994.

53. Андреев М.И., Афанасьев В.В., Белевитин А.Г., Одинцов А.А., Ромоданов B.JI. Разработка и создание методической основы и средств измерения энерговыделения в железных модельных композициях защиты ТЯР. Отчет МИФИ, 1995.

54. Summary report of ITER expert meeting on shielding experiments and analysis. ITER-IL-BL-5-0-5, Feb. 1990.147

55. ITER concept definition, V.1,2. ITER documentation series, № 3, IAEA, Vienna, 1989.

56. Афанасьев B.B. и др. Нейтронный генератор, техническое описание и инструкция по эксплуатации. Отчет МИФИ №0182.3002677, 1981.

57. Андросенко А.А., Андросенко П.А. Комплекс программ BRAND для расчетов характеристик переноса излучения методом Монте-Карло. Вопросы атомной науки и техники, вып.7, 1985, с.33.

58. Fewell T.R. On evaluation of the alpha caunting technique for determining 14 MeV neutron yild. Nuclear Instruments and Methods, Amsterdam, V. 61(1), 1968, p. 61-71.

59. Марин G.B., Марковский Д.В. Шаталов Г.Е. Программа расчета пространственно-энергетического распределения нейтронов в одномерной геометрии (модификация программы BLANK). Препринт ИАЭ-3044. М., 1978.

60. MCNP-4a, Manual, LA- 12625М.

61. FENDL 1.1. IAEA-NDS-169. Rev. 2, March 1995.

62. Ronssin R.W. et al. VITAMIN-C: The CTR Processed Multigroup Cross Section Library for Ne.utronics Studies,ORNL-RSTC-37, 1980.