автореферат диссертации по приборостроению, метрологии и информационно-измерительным приборам и системам, 05.11.10, диссертация на тему:Метрологическое обеспечение нейтронных изменений на ядерных реакторах в радиационном материаловедении

РГб од

^ГОСУДАРСТВЕННОЕ ПРЕДПРИЯТИЕ

- 8 ОКТ ШГ

"ВСЕРОССИЙСКИЙ НАУЧНО-ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ИНСТИТУТ ФИЗИК0-ТЕХНИЧЕСКИХ И РАДИОТЕХНИЧЕСКИХ ИЗМЕРЕНИЙ" (ГП "ВНИИФТРИ")

На правах руг,описи

ГРИГОРЬЕВ ЕВГЕНИЯ ИВАНОВИЧ

УДК 389:539.1.07:621.03Э:&

МЕТРОЛОГИЧЕСКОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ НЕЙТРОННЫХ ИЗМЕРЕНИЙ НА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРАХ В РАДИАЦИОННОМ МАТЕРИАЛОВЕДЕНИИ

Специальность: 05.11.10 - Приборы для измерения ионизирующих излучений и рентгеновские приборы

05.11.15 - Метрология и метрологическое обеспечение

Диссертация на соискание ученой степени доктора технических наук в форме научного доклада

Москва - 1996 г.

Официальные опиинеп ш:

доктор физико-математических наук,

профессор

Крамер-Агеев Е.А.

доктор технических наук, профессор Генералова В В.

доктор технических наук профессор Мигельма» М.Г.

Ведущее /греднричше: Научно-исследовательский институт

приборов (Ш1ИТ1)

Зашита состоится " " ИоЭгЪрХ. 1996 г. в И час. мин.

На заседании Диссертационного Сове ¡а Д.041.02.01 при ГГ1 "Всероссийский., научно-исследовательский институт физико-технических и радиотехнических , шмер еннГГ'.

141570, нос. Менделеево, Солнечногорский район, Московская область. . Телефон: 535 93-85, 535-93-01.

С диссертацией в виде научного доклада можно ознакомиться в библиотеке ПГ'ВНИПФПЧГ.

Диссершння н виде научного доклада разослана " " 1996 г.

Ученым се» рр.гзрь Диссертационного Совета Иванова Ю.Д

СОДЕРЖАНИЕ

1. ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТУ................................................2

1. i. Актуальность проблемы...............................2

1.2. Цель работы.............:.............................3

• 1.3. Состояние вопроса и основные

' направления исследования...................................3

1.4. Новизна полученных результатов......................................6.

1.5. Внедрение результатов работы...........................................7

1.6. Апробация работы.............................................8

1.7. Публикации.............,...................... 8

1.8. Положения, выносимые на защиту......................................8

1.9. Личное участие автора в работах,

'включенных в диссертацию..................................................9

1.10. О соотношении докторской и кандидатской диссертации...............................................10

2. СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ.. ................................................10

2.1. Концепция метрологического обеспечения

нейтронных измерений в практических задачах

на ядерных' реакторах............................. 10

2. Z. Нейтронно-активационкыё средства измерений....... 14

2.2.1. Материалы................................ 16

2.2.2. Детекторы, их аттестация и контроль.............18

2.2.3. Функциональная и вспомогательная

оснастка.... ...................................13

2.2.4. Форма выпуска и оптимизация НАСТ......................20

2.3. Справочные дачные............................................£б

2.4. Обеспечение измерений активности...........................32

2.5. Методическое обеспечение,.............................38

2.Ь. Контролируемые нейтронные, поля,.......................42

2.7. Системы метрологического обеспечения нейтронных

изменений в конкретных практических задачах............4G

3. ОСШНЬЕ РЕЗУЛЬТАТЫ РАБОТЫ...............................................А9

4. ЛИТЕРАТУРА.........................................................................51

1. ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ 1.1. АКТУАЛЬНОСТЬ ПРОВЛЕШ

Конец 60-к годов характеризовался нарастающим интересом к практическому использованию нейтронного излучения. Кроме атомной энергетики и военных целей нейтроны стали широко применяться в производственных процессах, таких как наработка радионуклидов и стабильных изотопов и получение материалов с новыми свойствами,на пример, легированный креыкий и драгоценные камни (задачи ядерной технологии). Неотложного решения потребовал комплекс задач, связанных с предсказанием поведения разнообразных материалов, используемых в реакторах, в условиях нейтронного облучения, а также контроль ресурса узлов и конструкционных материалов в действующих реакторах (реакторное материаловедение), Во многих случаях стала обязательной технологическая операция контроля и испытания радиационной стойкости аппаратуры и изделии электронной техники Все эти задачи объединяют в широкое набавление прикладной физики -радиационное материаловедение. , Общим для рассматриваемого круга задач является зависимость радиационного эффекта в облучаемом объекте от той или иной характеристики нейтронного поля. Для определения результата радиационного воздействия необходимо энать характеристики нейтронного поля, т.е. выполнять нейтронные измерения.

В отличие от исследований в области нейтронной физики важной ' определяющей чертой таких измерений является их массовый характер, что вызвало необходимость привлечения к таким измерениям широкого круга специалистов различного профиля и квалификации. Главной .особенностью ■ нейтронных . измерений в радиационном материаловедении следует считать высокие требования к достоверности результатов, близкие к предельно возможным на современно;-,; уровне., техники измерений, В этих условиях согласуемое?* результатов, получаемых различными экспериментаторами, приобретает принципиальное значение и оказывает непосредственное влияние ка уровень развития самой мате-риадоведческбй проблемы. Таким.образом запросы практики потребовали внимания метрологов к обеспечению единства массовых нейтронных измерений в радиационном материаловедении, ...

Метрологическое обеспечение измерений есть . установление и применение научно обосповашгых правил, норм, технических средств й организационных мероприятий, необходимых для достижения единства измерений. Стартовая ситуация с метрологическим обеспечением^ нейтронных измерений в рассматриваемой области характеризовалась отсутствием как самой концепции, тйк и средств и методов нейтронных Измерений, пригодных для массового применения. Примерами отсутствий единства измерений в Начальный период метрологической деятельности может служит? обычное рассогласование результатов измерения флюенса нейтронов при Испытаниях радиационной стойкости

аппаратуры в 30-40 X (при требуемой точности 10 %) и результатов спектрометрии интенсивных нейтронных полей в задачах реакторного материаловедения, достигающих отличия в два и более раза. Таким образом создание метрологического обеспечения нейтронных измерений- на ядерных реакторах в радиационном материаловедении явилось срочной и необходимой потребностью практики.

1.2. ЦЕЛЬ РАБОТЫ.

1. Разработать научные и организационные принципы обеспечения единства нейтронных, измерений на ядерных реакторах в радиационном, материаловедении, сформировать концепцию метрологического обеспечения этих измерений.

Z. Реализовать разработанную концепцию путем создания конкретных систем метрологического обеспечения нейтронных измерений на предприятиях страны.

г, 3. Разработать а внедрить в практику массовых измерений стандартизованные средства и методики в качестве основы метрологического обеспечения нейтронных измерении на реакторах.

с*

1.3. СОСТОЯНИЕ ВОПРОСА И ОСНОВНЫЕ НАПРАВЛЕНИЯ ИССЛЕДОВАНИЙ '

В общем виде любая материаловедческая задача, связанная с облучением объекта в.нейтронном поле, состоит в получении в этом объекте контролируемых эффектов от -вааимодействия с нейтронами. Материаловеды устанавливают* какие - конкретные характеристики нейтронного поля необходимо знать для трактовки или контроля ма-терйаловедческого эксперимент^. Общим для всех задач является требование определения флюенса нейтронов, полученного объектом в процессе облучения. Поскольку нейтроны разных энергий ответственны за различные радиационные эффекты в материалах, каждая задача требует знания фяюенса ней-ронов с характерной для этой задачи энергией.

Так в реакторном материаловедении для конструкционных материалов необходимо определять флюенс нейтронов о энергией больше 0,5 МэВ при погрешности 10-25 % в различных задачах этого направлений (АИОС-8-83,Шнатомзнергомаа, 4983).В задачах радиационной стойкости аппаратуры и Изделий электронной техники определяют флюенс с энергией больше 0,1 МэВ с погрешностью йе более 20 % СМШ931-88}. 8 ядерной технологии (легирование кремния) необходимо знать флюенс тепловых нейтронов И контролировать его изменение в пределах 2-3 X.

С развитием радиационного материаловедения даже для массовых матерйаловедческих экспериментов поставлено требование определять энергетический спектр нейтронов при облучении объектов. Погрешность определения спектра с учетом современного техническою уровня оценивается в 20-30 7. (1ЛЕА 1пЬегп.гер. Нап»е11,1Ж, К'77>.

Для радиационного материаловедения характерен очень широкий диапазон флюенса нейтронов.. Если характеризовать условия облучения объектов флюенсом нейтронов с энергией больше 3 МзВ Е1ЕЗ» то в задачах радиационной стойкости, диапазон составляет 10 --1014 нейтр./сьг;в ядерной технологии ю11-1017 нейтр./см2;в реакторном материаловедении 1015-1021 нейтр./см2. Продолжительность облучения объектов колеблется от нескольких минут до нескольких лет.Такое различие условий облучения определяет разнообразие .применяемой техники и методологии нейтронных измерений.

Метрология нейтронного излучения начала развиваться в период практического использования достижений нейтронной физики, когда возникла проблема обеспечения согласуемости результатов нейтронных измерений в практических задачах. В 50-60 гг.эта деятельность была сосредоточена во ВНййМе и охватывала актуальные в то время области: радиационную безопасность, применение радионуклидных источников, ядерное приборостроение. В основу был положен классический принцип последовательной передачи размеров единиц от государственного эталона к рабочим средствам измерений, что вполне обеспечивало прямые измерения, какими являлись нейтронные измерения в названных практических задачах. К концу 60-х годов все вире начинают использоваться нейтронные поля ядерна-физических установок - ЯФУ (критсборки, ускорители, имитаторы ядерных взрывов, разнообразные реакторы), фундаментальной характеристикой которых является спектр нейтронов, схватывающий энергетический диапазон от тепловых нейтронов до 19 ЫэВ. Основной вид измерений, характерный для таких полей - косвенные измерения. Опыта создания метрологического обеспечения косвенных измерений в стране йе существовало, отсутствовал метрологический подход к классификации, планированию и анализу таких измерений в приложении к нейтронным измерениям на 0$У. Впервые научные основы метрологии нейтронного» излучения были изложены в монографий Р.Д. Васильева "Основы метрологии нейтронного излучения", Атомиздат,1972, что послужило теоретической основой для развития различных направлений этого вида метрологии. К середине 80-х годов уже сформировалась и в значительной степени была регламентирована государственная система обеспечения единства нейтронных измерений на ЯФУ (В.П. Ярына, докт.дисс.,ВНИИФТРИ, 1990 г.). В конце 60-к го;.ов автору было поручено выполнить анализ реакторных нейтронных измерений и выявить пути йх метрологического обеспечения С этого времени началась разработш концепции метрологического обеспечения реакторных нейтронных измерений, ориентиро: анная прежде всего на задачи радиационного материаловедения, изложенная в окончательном виде в разд. 2.1. настоящей работы.

В начале 70-х годов в стране была проведена серия сличений на ядерных реакторах, результаты большинства из них опубликованы в сб. "Метрология нейтронного излучения на реакторах и ускорителях". Т.2.М..ШШИатоминформ, 1974. Большинство специализирующихся исследовательских групп и предприятий страны принимали участие в

сличениях, что позволило достоверно оценить состояние нейтронных измерений на реакторах и/показало самые первоочередные задачи в обеспечении единства таких измерений.

Нейтронные измерения на ядерных реакторах реализуются практически только нейтронйо-активацийнным методом, суть которого в самом сжатом виде состоит в следующем. Нейтронно-активалионний детектор (специальной Формы образец вещества с известным содержанием нуклида-мишени) облучают а исследуемом нейтронном поле; после облучения измеряют активность продукта реакции активации в детекторе; определяют активациенный интеграл (скорость или число реакций- активации в расчете на одно ядро нуклида-мишени в детект торе); реяая интегральное уравнение (разд.2.1), связывающее акти-вационный интеграл с флюенсом нейтронов, находят искомую характеристику ней'хоонного поля, в котором облучался детектор. Очевидно, что нейтроннс-активационные измерения на ядерных реакторах представляют собой квалифицированное и трудоемкое научное исследование. Первоочередной задачей метрологического обеспечения была названа разработка стандартизованных нейтрошю-активационнмх средств измерений - НАСИ.

Мировая практика показывает различные подходы к организации обеспечения экспериментаторов нейтронно-ачтивационными средствами измерений; Первый подход состоит в разработке и производстве специализированных материалов для детекторов, их аттестации по числу ядер нуклида-мишени на единицу массы материала и дальнейшем приготовлении экспериментатором из этого материала детекторов нужного размера и конфигурации.Такой подход реализуется в настоящее время в ЕВРАТОМе (CBNM.Geel, Belgium). Потребителю предлагается широкая номенклатура алюминиевых сплавов с добавками различных нуклидов-мишеней. Материалы выполнены в виде фольги и проволоки. Гарантируется чистота материала и равномерность добавки, аттестовано содержание добавки на единицу массы материала, Второй подход характерен для выпуска нейтронно-активацшнных средств в МАГАТЭ. По имеющейся у нас информации за 1970-60 гг. потребителям предлагались наборы,, состоящие из нескольких типов детекторов, позволяющих выполнить конкретную измерительную задачу. .Правильность измерения активности облученных детекторов обеспечивалась выпуском специализированных градуировочных источников. Этот подход модно характеризовать, как ограниченно комплексный,'снимающий с потребителя существенную часть усилий по организации нейтронно-актива-Шонного эксперимента и обеспечению его достоверности.

В Советстком Союзе множество возникших в конце 60-х годов исследовательских групп были вынуждены решать проблему обеспечения нейтронно-активационными детекторами самостоятельно, а учитывая закрытость многих предприятий и проблем,в условиях существенных ограничений в обмене информацией и опытом. Основная технологическая задача, возникающая при этом, состояла в разработке способа, как небольшое количество нуклида-мишени (от долей мкг до

десятков мг) сформировать в виде образца, массой и формой пригодного для манипуляций в длительном и разнообразном процессе нейт-ронно-активационного эксперимента.. Масса таких образцов оптимально должна была составлять десятки-сотни мг, т.е. возникла задача получения целевых разбавленных материалов. Среди разработок тех лет можно отметить: сплавы на основе алюминия и керамику (СНИИП, ИАЭ); прессованные образцы на основе полиэтиленового порошка (я-т стали); твердый раствор нуклидов в фенолформаяьдегиднсш смоле (ИФ,Грузия); бумачшые диски, пропитанные растворами нуклидов (ИЯФ, Узбекистан); подлохки со слоем делящихся нук^лдов, полученным электролитически осаждением (Радиевый, и-т, Ш50; оригинальные химические ' соединения и сплавы на основе ванадия (МИФИ). Эти разработки послу»адагхорошей основой при выборе технологий и подходов для создания стачдартизовачных НАСИ, к одновременно показали, что централизованный выпуск стандартизованных НАСИ должен основываться, на комплексной разработке, когда совместно решаются вопросы технологии, аттестации, организации производства, измерения активности, справочных данных и методик выполнения измерений. Другим важным условием достижения поставленной цели является наличие соответствующей еттестзцконной базы, ее достоянное метрологическое поддержание и развитие. Роль • функциональной оснастки (прежде всего различных погдощатауК нейтроны экранов) и ее влияние на качество нейгронно-активацисшого эксперимента явно недооценивалась, следствием чего было практическое отсутствие разработок и исследований, пригодных для комплектации стандартизованных НАСМ.

В последующих разделах настоящей работы детально рассмотрены все аспекты комплексной разработки НАСИ и показаны подходы, принятые для йх решения.

1.4. НОШША ПОЛУЧЕННЫХ РЕЗУЛЬТАТОВ.

1. Разработан© концепция метрологического обеспечения нейтронных измерений на ядерных реакторах в радиационном материаловедении,-

- основанная на согласованной с Государственным специальным эталоном единиц плотности потока'и фЛйенса нейтронов для ЕФУ воспроизведении единиц величия непосредственно в нейтронных Полях реакторов с использованием для этих целей новых метрологических объектов - образцовых источников (ОН) и опорных полей (ОН) нейтронов на реакторах;

- продусматриваоадя в Качэстве основного способа передачи размеров единиц от ОП и Ш рабочим нейтронным полям реактора разработанный относительный метод - метод активационных отношений, а в качестве основного способа выполнения рабочих измерений - мони-торирование предварительно аттестованных по постоянным спектральным характеристикам рабочих нейтронных полей;

- устанавливающая рснойные элементы системы обеспечения едиистйа названных измерений й пути их взаимоувязанного реяения.

2. Соэдан новый вид стандартизованных средств нейтронных измерений на ЯФУ - НАСИ (нейтронно-активационные средства измерении) При этом:

- сформирован общий подход к научно-технической разработке НАСИ, введены новые термины и понятия, а основополагающими принципами приняты комплексность разработки и оптимизация НАСИ для решения конкретных измерительных задач;

- разработаны новые специализированные материалы и технологии, выполнены научно-технические разработки свыше ?0 типов детекторов и измерительной оснастки;

- создана инструментальная и методическая база метрологического обеспечения производства НАСИ с фондами исходных и опорных образцов нейтронно-активацконных детекторов;

- разработан комплекс методик выполнения измерений с применением НАСИ.

3.. Разработан метод определения в реакторных экспериментах средних сечений реакций активации для спектра нейтронов деления урана-235 и выполнены исследования с применением этого метода, позволившие дополнить и уточнить таблицы рекомендованных ядерных данных для нейтронно-активационных детекторов.

1.5.'ВНЕДРЕНИЕ РЕЗУЛЬТАТОВ РАБОТЫ

Настоящая работа отражает только те результаты, которые нашли широкое практическое применение в стране.

Основными формами внедрения реаультатов работы явились:

- централизованный выпуск и поставка потребителям стандартизованных НАСИ, начиная с 1971 г., обеспеченных обширной нормативно-технической документацией (ТУ, ТО, документы ГСО, методики, инструкции) и внесенных в Государственный реестр средств измерений;

- сеть аттестованных образцовых радиометрических установок и опорных нейтронных полей на большинстве'исследовательских реакторов страны, с индивидуальными комплектами метрологической документации и Свидетельствами о государственной метрологической аттестации, зарегистрированные в Реестре образцовых СИ ВНИИФТРИ;

- методики измерений и справочные данные различного уровня стандартизации (методики.предприятий, методики ВНИИФТРИ, МИ, ГОСТы, ГСССД, РСЛ);

- типовая структура метрологического обеспечения нейтронных измерений, в проблеме радиационных испытаний аппаратуры (МИ1931-88). внедренная на многих предприятиях страны, а также в проблеме реакторного материаловедения, внедренная в рамках Метрологического центра нейтронных измерений НИИАР.

Детальная информация о внедрении результатов разработок по калщому элементу системы метрологического обеспечения нейтронных измерений в радиационном материаловедении дана в соответствую;,ш* разделах настоящей работы.

Указанное применение научных результатов автора в области метрологического обеспечения нейтронных измерений в радиационном материаловедении позволяет сделать вывод, что настоящая работа является решением крупной научно-технической проблемы, им'-кта;'' ванное научно-хозяйственное значение.

- в -

1.6. АПРОБАЦИЯ РАБОТЫ

1. Материалы диссертации докладывались на пяти Всесоюзных совещаниях по метрологии нейтронного излучения на реакторах и ускорителях (1971-1990 гг.). На Всесоюзной школе "Ме.трогия нейтронных измерений на ядерно-физических установках (Рига, 1976 г.); на VI Всесоюзной конференции по нейтронной физике (Киев, 1983 г.); на международной школе МАГАТЭ (Обнинск, 1992 г.). ; 2. Результаты, предложенные к внедрению, зкспертировались на регулярных заседаниях Тематической группы "Нейтронная метрология" Комиссии по ядерным данным и Рабочей группы "нейтронная дозиметрия" КНТС по реакторному материаловедению.

3. Ряд разработок НАСИ (наборы НДС, АКН, АМОС) были экспонированы на ВДНХ СССР и награждены золотыми и серебрянными медалями Выставки. Комплекс'АМОС с методическим обеспечением стал призером межведомственного конкурса разработок в области технического и методического обеспечения реакторного материаловедения (НИИАР, 1988 г.).

4. Результаты разработок в области НАСИ и методик испытыва-лись в серии общесоюзных сличений на реакторах.

1.7. ПУБЛИКАЦИИ

Основное содержание диссертации опубликовано в 119 статьях, отражено в одном ГОСТе, серии методик в ранге Ш, Солее 40 государственных ТУ на средства измерений.' Получено 5 авторских свидетельств на изобретения по теме диссертации,

1.8. ПОЛОЖЕНИЯ, ВЫНОСИМЫЕ НА ЗАЩИТУ

1. Разработанная концепция метрологического обеспечения нейтронных измерений на ядерных реакторах устанавливает все основные элементы системы, указывает пути их разработки и при ее реализации позволяет достичь единства нейтронных измерений на ядерных реакторах в радиационном материаловедении.

2. Разработанные стандартизованные НАСИ удовлетворяют основным запросам практики, обеспечивают потребности массовьи нейтронных измерений в стране, а принцип комплексности разработки НАСИ обеспечивает рациональность организации измерений и достоверность получаемых результатов.

3. Единство измерений наведенной активности а детекторах обеспечивают специализир9ванные образцовые радиометрические установки типа ОСУ-11 и ИКО-11, создаваемые непосредственно у потребителей и аттестуемые централизованно.

4. Сеть опорных полей нейтронов на реакторах в сочетании с методом ,активационных отношений позволяет потребителям оптимальным образом выполнять массойые нейтронные измерения В реакторных полях.

5. Применение разработанного метода измерений средних сечений реакций для спектра урана-235 в сочетании с опорными полями нейтронов на реакторах позволяет получать надежные экспериментальные значения средних сечений, как основу оценки и экспертизы энергетической зависимости сечений реакций активации в интересах стандартизации справочных данных.

1.9. ЛИЧНОЕ УЧАСТИЕ АВТОРА В РАБОТАХ, ВКЛЮЧЕННЫХ В ДИССЕРТАЦИЮ

1

Поставленная в настоящей диссертации проблема решалась в конце 60-х годов в лаборатории нейтронных.измерений, а затем в секторе прикладных нейтронных измерений ВНШФТРИ под научным и организационно руководством автора. Определяющим автор считает свое участие в научном обосновании принципов обеспечения единства нейтронных измерений на реакторах, постановке задач, создании стандартизованных, нейтронно-активационных средств измерений и организации их централизованного выпуска в стране. АЬт.ор принимал непосредственное участие во всех работах, связанных разработкой, исследованием и внедрением элементов системы метрологического обеспечения нейтронных измерений на реакторах.

Очевидно, что успех разработок, объединяющих разнообразные области науки и техники (технология материалов, металлургия, химия и радиохимия, . метрология, ядерная и нейтронная физика и т.д.) мог быть достигнут только привлечением специалистов и научных коллективов разного профиля. Такое творческое сотрудничество На разных стадиях работы осуществлялось со специалистами МИФИ, НИМ АР, ИФ Латвии, ИАЭ, ФЭК, ИФ Грузии и др.

Отмечая творческое участие коллег и сотрудников руководимой автором лаборатории, автор выражает благодарность B.C. Севастьянову за творческое участие в разработке НАСИ, Г. Б. Тарновскому. Н.Б. Галиеву, С.Ю. Ноздрачеву (НИИП), A.A. Бойцову (НШАР), оказавшим существенную помощь в разработке и реализации отдельных идей.

С особой Признательностью автор отмечает многолетнюю совместную творческую деятельность с В,П. Ярыной, во многом определившую успех решаемой проблемы, а также плодотворное сотрудничество с профессором МИФИ B.C. Трошиным, определившее уровень многих разработок. Автор благодарит Ю.И. Брегадзе за неизменное внимание к работе и ее критическое обсуждение.

Детально о личном вкладе автора в различные части работы ил ложено в соответствующих разделах диссертации.

1.10. О СООТНОШЕНИИ ДОКТОРСКОЙ Й КАНДИДАТСКОЙ ДИССЕРТАЦИЙ

Кандидатская диссертация на тему "Метрологическое обеспечение нейтронно-активационных измерений на ядерных реакторах при радиационных испытаниях" выполнена во ВНЖФТРИ и защищена в 1974 г. на заседании специализированного Ученого Совета ВНМИФТРМ. Настоящая работа являеся логическим продолжением и развитием кандидатской диссертации.

Из 119 публикаций автора 90 сделаны после защиты кандидатской диссертации, из них 42 публикации цитируются в настоящей работе.

2. СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

2.1. КОНЦЕПЦИЯ МЕТРОЛОГИЧЕСКОГО ОБЕСПЕЧЕНИЯ НЕЙТРОННЫХ ИЗМЕРЕНИЙ В ПРАКТИЧЕСКИХ ЗАДАЧАХ НА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРАХ

Метрология нейтронного излучения на ядерных реакторах, как направление государственной системы обеспечения единства измерений, начала развиваться с конца 60-х. Публикации [1-53 отражают развитие подходов и последовательное формирование концепции метрологического обеспечения таких измерений в соответствии с нарастающими в эти годы потребностями практического использования нейтронных полей на ядерных реакторах.

Разнообразные проблемы радиационного материаловедения реализуются на ядерных реакторах в виде конкретных практических задач, отличающихся по контролируемым нейтронным величинам, динамическим и энергетическим диапазонам измерений, точностным требованиям и другим условиям процедуры облучения. В общем виде практическая задача свяаана с контролируемым облучением в нейтронном поле катких -либо объектов, с целью получения в этих объектах контролируемых технологических эффектов от взаимодействия с нейтронами.

Цель нейтронных измерений - определить нейтронную величину (или ряд величин), ответственную по мнению материаловедов за исследуемый радиационный эффект, т.е. определить контролируемую нейтронную величину для Данной практической задачи. Сложилась следующая структура таких измерений. В момент облучения материал ловедческого объекта (момент реализации практической задачи) измеряют какую-либо величину, однозначно связанную с контролируемой нейтронной величиной, характеризующей нейтронное поле в месте расположения объекта. Специально исследуют условия и характер связи между этими величинами, т.е. аттестуют используемую область нейтронного гюля. В практику нейтронных измерений на ядерных реакторах прочно вошло понятие "мояитерирование нейтронного поля" -непосредственное измерение величин, связанных с характеристиками нейтронного поля, воспроизводимыми в определенном месте в контролируемый промежуток времени. Детектор, с помощью которого монито-рируют, называют монитором, а непосредственно измеряемую мочито-

ром величину - мониторной величиной. Связь между мониторной и контролируемой величинами устанавливается в специальном исследовании Используемого объема нейтронного поля.

.Определим'измерительную задачу аттестации как установление постоянных характеристик нейтронного поля, необходимых для трактовки результатов материаловедческого эксперимента. Так как на практике аттестацию поля выполняют до реализации в нем практической задачи, понятие "постоянные" характеристики здесь имеет смысл сохранности их значений в последующем использовании данного поля. Основной измеряемой характеристикой при аттестации является энергетически;'' спектр нейтронов или ограниченные данные о спектре', достаточные для конкретной практической задачи.Именно по этой информации. устанавливается связь между мониторной и контролируемой величинами. Другими характеристиками могут быть.градиенты поля, связь между мощностью реактора и плотностью потока нейтронов, степень изотропности Поля и другие параметры, влиявшие на качество иняерпретации результатов, материаловедческих исследований.. Нейтронные измерения,. выполняемые в рамках аттестации, обеспечивают' Возможность последующих нейтронных измерений при каждой реализации практической .задачи в данном поле, т.е. аттестационные измерения обеспечивают рабочие нейтронные измерения.

Определим рабочие нейтронное Измерения в практической задаче, как измерения, включающие.мониторирование нейтронного поля и расЧет контролируемой величины с использованием аттестованных характеристик' поля. ' Отсюда следует, что метрологическое обеспечение нейтронных измерений на ядерных реакторах включает обеспечений как Процедуры мониторирования, так и аттестации нейтронного поля.

Чтобы установить основные элементы метрологического обеспечения в рассматриваемой области, определим особенности измерений на ядерных реакторах/ отличающие их от хорошо отработанной системы измерений, связанных с радионуклидными и монознергетическими источниками нейтронов, поверочная схема для которых основана на классических принципах последовательной передачи размера единицы от государственного эталона к рабочим средствам измерений с соблюдением Четкой иерархии средств измерений и соответствия погрешности их метрологическому рангу.

измерение характеристик нейтронного поля на ядерных реакторах выполняется практически только нейтронно-активационным методом (варианты использования для целей мониторирования нейтронных детекторов непрерывного действия рассмотрены автором в (43, где показана применимость разработанных подходов и для этого случая). Информацию о спектре нейтронного поля получают, решая уравнение, связывающее измеренную активность облученного нейтронно-активаци-

ощюго детектора со спектром нейтронов. Для случая стационарного облучения при неизменном спектре это уравнение выгляди?!

где - активность детектора типа 1, измеренная черев промвйурон; времени %ь после облучения в течение времени х0 ,1 -число ядер нуклида-мишени в детекторе!^ -постоянная раопада продукта реакции активации; (р(£) - дифференциальная пдотность потока - искомая характеристика поля. Отметим три важнейшие особенности нейтронных измерений на ядерных реакторах, определившие Подход . к" созданию системы метрологического обеспечения'таких измерений.

Во-первых, рабочие нейтронные измерения в соответствии с Общепринятой метрологической классификацией (Бурдун Т.Д.« Марков Б.н: Основы метрологии. М.,Изд.стандартов,1972) стоят ближе .всего к классу контрольно-поверочных, т.е. измерений, погрешность которых не должна превышать заданного, значения. Практически не' возможно довести рабочие нейтронные измерения до класса технических, погрешность которых определяется только средством измерений, Особенно это очевидно в реально существующих практических задачах (контроль ресурса реакторных материалов), где аттестация рабочего нейтронного поля совмещена с процедурой мониторированяй.

Во-вторых, из рассмотрения уравнения (1), отражающего принцип нейтронно-активационного метода, следует, что нейтронные измерения На ядерных реакторах являются Косвенными, намерениями. В последующих разделан показано, что некоторые измерительные проце1" дуры В рамкак разветвленного нейтронного измерения можно приблизить к прямым измерениям, йспольэуй хорошо отработанные приемы метрологического обеспечения прямых измерений.

В-третьих, для многих практических задач радиационного материаловедения требуемая точность измерения контролируемых нейтронных характеристик близка к максимально достижимой точности * при современном уровне развития измерительной техники. Это означает, что запас по точности, При воспроизведении единицы нейтронной величины на эталонах и измерении той.ке величины на реакторе, практически отсутствует.

. Представленный выше анализ характера нейтронных измерений на ядерных реакторах.и их особенностей по сравнению с традиционными нейтронными измерениями позволяет назвать отдельные элементы целостной, системы метрологического обеспечения нейтронных измерений в практических задачах ¡¡а ядерных реакторах и обозначить подходи к их решению.

1. Нейтронно-активационнце средства измерений (НАСИ), НАСИ r современном представлении включают нейтронно-активационкые детекторы,' а также функциональную и вспомогательную остнастку. Конечная цель деятельности в этой части системы метрологического обеспечения - обеспечить потребителей стандартизованными ВЛСИ, что позволит сосредоточить усилия специалистов на процедуре измерений, сократив • стадию ид подготовки и исключив многие систематические погрешности, устраненные при аттестации НАСИ. Для достижения "поставленной, цели необходимо: обеспечить разработку стандар-' тизованных НАСИ; создать технологическую и аттестационную базу их производства; создать мелкосерийное (лабораторное) производство и поставку 1'отребителям стандартизованных НАСИ. Результаты разработок в этой, области приведены в разделе 2.2.

2. Справочные данные. Основными справочными данными, необходимыми для. реализации нейтронно-йктивационного метода, являются

. - ■ сечения реакций активации нейтронами; интегральные (эффективные и средние по спектру нейтронов) сечения; характеристики схем распада продуктов реакций; типовые реакторные спектры нейтронов. Цель деятельности в этой области обеспечить потребителей стандартизованными данными, что. является необходимым условием достижения единства измерений. Способами решения этой задачи являются систематизация и оценка существующих данных, экспериментальные исследования при недостатке информации, а также разработка на этой основе библиотек (файлов) рекомендованных данных. Результатам работ в этой области посвящен раздел 2.3.

3. Обеспечение измерений активности . Измерения активности облученных детекторов, даже при использований стандартизованных НАСИ, наиболее уязвимо с точки зрения возможности появления систематических погрешностей. На практике реализуются два основный способа измерения активности, Первый, связан с применением радиометрических установок на основе гамма-спектрометров, отградуированных по эффективности (чувствительности) регистрации фотонов различной энергии. Второй; связан с применением гаммаг и бета-радиометров в режиме компаратора, когда облученный детектор сравнивается с источником - мерой активности.

•Задачей в этой области Является разработка подходов к обеспечению единства' и правильности измерений активности детекторов обоими способами и реализация этих подходов в виде действующей системы метрологического обеспечения измерений активности. Результаты приведены в разделе 2.4.

4. Контролируемые, (аттестованные), нейтронные поля (КНП).

Нейтронные' поля на ядерном реакторе, приспособленные для

проведения материаловедческих исследований составляют важнейший элемент целостной системы метрологического обеспечения нейтронных измерений в радиационном материаловедении. Вместе с опорным нейтронным полем (ОП), выполняющим метрологические функции меры нейтронной величины на данном реакторе, они представляют систему контролируемых (аттестованных) полей (КНЛ) данного реактора.

- н -

Обеспечение возможности создания систем КНП на ядерных реакторах и организация государственной метрологической аттестации опорных полей нейтронов было главной задачей деятельности в этом направлении. Результаты представлены в разделе £.'6.

Б. Методическое обесречение. Как было отмечено вше, нейт-ронно-активационные измерения являются многопараыетрическщи косвенными измерениями, включающими в общем виде'несколько самостоятельных измерительных процедур. В интересах обеспечения единства таких измерений необходима методическая регламентация всего измерительного процесса. Под методическим обеспечением будем понимать. комплекс стандартизованных методик* регламентирующих все стадии нейтронных измерений на ядерном реакторе. Все методики можно сгруппировать следующим образом:

- методики организаций измерений;

- методики измерения активационных интегралов!

- методики измерения конкретных нейтронных величин, в том числе методики восстановления спектра;

- методики контроля стабильности аттестованных полей.

Конечной целью в данном случае является создание методического обеспечения, оптимального для конкретного потребителя. Для этого необходимо организовать разработку государственных стандартных методик, а также принципы и процедуру метрологической экспертизы и аттестации методик предприятий. Результатам деятельности в этом направлении посвящен раздел 2.6.^

Учитывая прикладной й массовый харак!ер нейтронных намерений, на ядерных реакторах в радиационном материаловедении, очевидно, что цель таких измерений - получить оперативную й с нужной точностью информацию о нейтронных характеристиках облучения объектов, а разумно организованная система метрологического'обеспечен ния измерений должна снять с потребителя сложную И высококвалифицированную часть работы, связанную с инструментальной й методической подготовкой измерений. Поэтому важнейшим Принципом метрологического обеспечения нейтронных измерений на ядерных реакторах был принйт принцип комплексности разработки всех перечисленных выше элементов системы. Примеры наиболее значимых систем Метрологического обеспечения нейтронных измерений, созданных на предприятиях страны, йриведёны в разделё 2.7.'

2.2. ИЕЙТРОННО-АКШАЦИОННЫЕ СРЕДСТВА ИЗМЕРЕНИЙ

Разработка, стандартизация и выпуск НАСИ были организованы в стране с начала 70-х годов. Тогда же были сформированы основные принципы этой деятельности, введены специфические термины и.понятия и вместе с результатами первых разработок были изложены в кандидатской диссертаций (1974 г) автора, систематизированный обзор состояния НАСИ к 1980 году был сделан в принципиальной работе [6], положения которой практически не изменились до настоящего

времени, дополняясь по. результатам последующих разработок [8,7,12]. Результаты деятельности в области НАСИ по настоящее время представлены автором в работе [193.

. Нейтронное активационный детектор НАЛ определен как образец вещества, предназначенный для регистрации нейтронов посредством ядерной реакции с нуклидом-мишенью,' в результате которой образуется, радиоактивный продукт. Пб существующей классификации средств измерений, в ГСЙ НАД представляет собой стандартный образец состава (число ядер нуклида-мишени) и свойств (сечение реакции актива-:ции,;: параметры схемы распада продукта реакции) вещества. Впервые были сформулированы понятия "актвационяый комплект" (АК) и "де.-яящйся нсмшн0\ (Ш),. получивйие широкое практическое применение 46,19]. Актйвационные комплекты разрабатываются для практической реализации методаэамеиеяия при; измерении активности детекторов. и представляю? собой сочетание группы идентичных НАД с ; соответствующим градуировочным источником. Делящийся комплект , разработан для реализации трекового метода регистрации осколков деления и . представляет собой сочетание делящегосядетектора с трековым регистратором, . зафиксированное в держателе специальной конструкции £131. Именно для такого;конкретного сочетания установлена аттестованная характеристика ДК - эффективность регнстра-. оии осколков деления. Для наиболее сложной области спектрометрии • надтепловых и промежуточных нейтронов било {формулировано С61 понятие "композиционный" детектор и выполнены конкретные разра-.. ботки 183. Композиционным детектором (КД) названо сочетание НАД со специально подобранным псглощающйм иля замедляющим нейтроны »краном, формирующим чувствительность детектора, в нужной энергетической области, чтохарактернзуется введением понятия "селение ншгтищонного дете&юра".

Критерий коьтлексности разработки стандартизованных НАСИ изначально был принят в качестве основополагающего, что предусматривает обязательность увязанйого решения всех вопросов, связанных с Производством* аттестацией и применением НАСИ. В основном такая работа выполняется на стадии научно-технической разработки конк-ретвого типа нейтронно-активациоиного детектора (в качестве примера таких разраСоток, изложенных в серий публикаций и научно-Твх#йчес1*йх отчетов, автс^а« дг«а ссылка на характерные разоты 110,21). Для организации в стране систематического выпуска стандартизованных НАШ было необходимо создать соответствующую науч-йо-техиичёскуй И материальную баэу. В сложивиейся системе разработки и выпуска стандартизованных Идей были выделены следующие основные элементы;

- материалы для детекторов:

- детекторы, их аместация и контроль;

- функциональная и вспомогательная оснастка;

- форма выпуска и оптимизация НАСИ.

Рассмотрим результаты разработок этих элементов и современное состояние системы.

2.2.1. Материалы

Сырьевой базой производства яейтронна-активационных детекторов является постоянно развивающийся Фонд материалов для детекторов - зад, в котором выделены две части:

- универсальные материалы;

- специальные материалы;

Универсальные материалы представляют собой химические элементы или их соединения в виде, пригодно« для изготовления детекторов. Предпочтение отдано металлам, прокатанным в фольги различной толщины (Бс,Си,Со,№,са,2п,т,Ре,П,А1.У,№,У,2г), фольги из Со получены методом электролитического осаждения на солевого раствора. Порошкообразные Материалы используются для приготовления прессованием детекторов из Иа-НаГ, Сг-СггОз. Мп-МпОг, Б-элементарная сера, Р-(МН4)гНР04, 1-РЫг, Ге-карбонильное железо. Материалы этой части фонда подбираются из проышаленно выпускаемых марок. Требования пригодности материалов ао чистоте формируются при научно-технической разработке детектора, а материал попадает в фонд после экспериментальной проверки на присутствие мекающих примесей.

Специальные материалы создаются для конкретной цели - производства нейтронно-активационных детекторов й отрайада поставленные при этом задачи, которые можно разделить йа три группы:

- получить материал с максимально возможной концентрацией нуклида-мишени на единицу масса материала, либо исклшить при сутствие других изотопов данного элемента (концентрированные ма*-териалы)г

- получить материал с очень малым содержанием нуклида-мишеНи на единицу массы материала (разбавленные материалы);

- получить материалы или образцы со специальными свойствами, например 4 виде тонкого слоя или герметизированной порции ауклм-да-мшаени (образцы специальной технологии).

Результаты выполненных ¡разработок для йиЙ Части ад представлены в табл.1.

Концентрированные Материалы представляют собой обогащенные йзотойы, в основном металлы, прокатайные в фольгу. Материалы получены через Государственный фоид стабильных изотопов, имеотсер-тификаг, в некоторых случаях дополнительно проверяются яа содержание опасной примеси, например, Т1 на содержание Бс {кадмиевый эксперимент в Поле тепловых нейтронов).

Разбавленные материалы наиболее сложный вид материалов с точки зрения производства й аттестации, представлен б Четырьмя видами: • . , ■ ; ,

Таблица l

Специальные материалы для кейтронно-активациочнка детекторов

Концентрация нуклида- -мииени Вид . материала Раб. температура, С Содержание нуклида-мишени, (вес, X ) Погр. Z

Концентрированный Обогащенный изотоп 45Т1(73,8); 50Сг(88,4); 54Fe(99,9); 56Fe(99,7); 60Ni(95,4-99,8); 6Xu(99,6): 64Zn(99,4); lllCd(96,3): 204Pb(60,7-66,5) 0,6-1.

Разбавленный Сплав на основе А1 600 Lu(4,69);Dy(3)jIn(0,88) Atiíl ,011); Sm(10); La(l,01):Co(l,Q16;2,83) tói(l,045)->Cu(2,94-,6,E9) 1-2

Сплав на основе V 1000 Dy(0,25); AU(0,08); La(9,5);Mn(3,6);Cu(3,7) C0(0,01;0,1;1) 2-3

Керсил (кварцевая керамика) 1000 Sc(0,168); Infl); AUCO,003); La(0,06); Co(0,003;2);63Cu(0,13); N3(0,0662)1 50СГ(1)j lllCd(0,03); Hg(2); 64Zn(l,3); 54Fe(0,t70)-, 56Fe(0,80); 204Pb(2) 1,5-3

. Обедненный изотоп 54Fe(0,196)¡ 5BHi(2,9)i 58Ni(0,23) 1-2

Спец. Технология Слой на А1 подложке 100 237Npi235U;238U¡236U i 238Pu;239Pu: , 24lAm(0,1-100 мкг/см2) 2-5

Слой в углублении графитовой подложки SOO Rh(0¿8 мг/см2) 3

Мийень в оболочке N1 800 237Np(0,5-10 МГ) 2

Мишень в: оболочке А1 500 237Np(0,5-10 мг) 2

- Да -

-сплаву на основе А1;

- сплавы на основе V;

- керсил (кварцевая керамика);

- обедненные изотопы. ,

Очевидно, что изготовлениетаких материалов, требует совместных усилий специалистов и: организаций разного профиля, и роль автора, как ыегролога, руководнщегосоадакиемшги превде всего заключалась в разработке требований к материалу, поиску подходящих технологий, . инициированию изготовления и последующего мссле-доваря и аттестации этого материала. 1

Принципиально новый вид материала был разработан совместно с НИИ кварцевого стекла 115}. Керсил (кварцевая керамика) представляет собой кварцевую матрицу, легированную добавками различных нуклидов-ишеней. Исследования показали, что радиационная стойкость материала допускает облучение флюенсом быстрых нейтронов до 10 9 н/сы2 без потери механической прочней, ,1а рабочая тёЩ1ер!аг тура составляет т менее 1000° С. Равномерность фронда, по легирующей добавке составляет р^аяо 1ХД-.ч»й0 г-.а^тесгом^ь,' во числу ядер нуклида-мишени партии материала. Этаоазработкабыла выполнена для обеспечения измерений в наиболее слохкых условиях интенсивных нейтронных полей с возможной агрессивной средой и повышенных температур. Обогащенные стаСильные изотопы с остатком (обеднением) нухного изотопа-мшени представдяют, собой идеальный по равномерности разбавленный материал. Удалось подобрать несколько таких материалов пригодных для изготовления детекторов. Так как обедненный изотоп не сертифицируется по содержанию, его аттестаций составляет, как и в случае других разбавленных матера* адов, сложную научно-техническуювадачу, ■

Образ ш* специальной технологии в «ОД включают образцы из делящегося материала в виде тонкого слоя на А1-подложке специальной-конструкции 1131,' позволящей применять трекогый регистратор ос-галкон деления? родиевые обравцу в виде графитовой подложки диаметром з ш, в углублении которой напшеа слой родиа общей массой около 20 мшч нелгуниевькг образцу болыгой массы (0,6-10 мт Яр-237), герметизированные в А1 Или К1оболочку. ^ти образцы после индивидуальной аттестации становятся нейтронш-активационными Детекторами. ■; ■ ■;/-\ .' " ■ '

2.2.2. Детектора, их аттестация и контроль ...

Стандартизованная форма детекторов - диск различной толщины,-диаметром 10 или Э Мм, Все выпускаемые детектор« аттестованы 8о числу ядер нуИЛйДа-Ыйиени с погрешностью 0,6-3 % и обеспечены рекомендованными справочными данными. 0ий наготавливаются из аттестованного материала 5Щ, поэтому число ядер нуклида-мивени определяется вавениианием с иоследующш расчетом йассы и числа ядер нуклида по его содержании в материале. Аттестация разбавленных материалов по содержаний йуйлида-мийеии представляет сложную на-уччо-техническую задачу, решаемую кядиввдуйльйо для каждого нук-

лида. В основе такого исследования лежит метод нейтронно-актива-ционного взвешивания нуклида в исследуемом образце относительно известного содержания такого хе нуклида в исходном образце. Схема эксперимента состоит в совместном облучении исследуемого и исходного образцов в нейтронном поле с последующим сравнением откликов активированных образцов на радиометрической установке. Индивидуально подбираются режимы облучений, оптимальный спектр нейтронного поля, реакция активации (не обязательно совпадающая с реакцией для детекторов), способ и техника сравнения активностей. Учитываются систематические влиящие факторы, такие как градиент поля, отличие з самоэкранировании нейтронов и самопоглощение фотонов,, отличие в геометрии образцов и др. Важнейшим элементом аттестации являются исходные образцы, которые разрабатывается увязанно с выбранными условиями нейтронно-активационного взвешивания и составляют Фонд исходных образцов нейтронно-активашюнных веществ [?}. Особые методы аттестации применены для тонких делящихся образцов (сравнение на альфа-компараторе); толстых детекторов из Np-23? (сравнение по гамма-излучению дочернего протактиния); детекторов из урана-235 и урана-233 в микрограммовых количествах (сравнение по инициированному характеристическому излучению на рентгенофяюоресцентнои установке). . Материалы из íí/Д Исследуются на присутствие примесей, способных влиять на правильность измерения наведенной, активности. С той же целью в технологической цепочке выпуска детекторов предусмотрен их выборочный контроль.

Разработанные методы аттестации и контроля регламентированы й государственных технических условиях на стандартизованные детекторы; а также в НТД на типы государственных стандартных образцов! в качестве которых аттестованы детекторы. Для выполнения , систематических аттестационных работ создана постоянно действующая инструментальная аттестационная база, включающая кроме фонда исходных образцов комплекс радиометрической и спектрометрической аппаратуры; комплекс весового оборудования (микроаналитические, аналитмчекие й лабораторнь весы); рентгено-флюоресцентную установку; осваивается для анализа примесей лазерный масс-спектрометр ШАЛ-2,

2.2.3. Функциональная и вспомогательная оснастка

Kart было отмечено в 2.1. кроме детекторов в НАСИ включена функциональная и вспомогательная оснастка. :

Функциональную оснастку составляют изделия, применение которых в сочетании о детекторами влияет на измерительный процесс Í19J. Это различные типы борных й кадмиевых экранов, позволяющих формировать область Чувствительности детекторов; трековые регистраторы осишков делений} капсулы для фиксации делящегося комплекта-, конвёртор позитронов для измерения активности детекторов по аннигиляцйойяо^у Излучению: градуировочные источники-ймитанты активированные детекторов, входящих в состав актйвационных компл^к-

L4J -

тов. Перечень стандартизованной оснастки пр/.ьеден ь .таблицах 2 и 3. Сферические борные экрану тина ЕГЙ и £'33 выполнены в нескольких модификациях, отличающихся теадшой стенки по изогону Сор-Ю. Цилиндрический борный экран БЗ-i-Q..-í предназначен глл ицты-сиьных полей, рассчитан на детекторы диаметром 3 ш, возможно запаянных в кварцевую ампулу. Благодаря малой масса, (2,5 г) может применяться в активной зоне ядерного реактора. Результат« этих разработок подробнее изложены в [203. Несколько типов кадмиевых экранов. - КЭ рассчитаны на размещение в них детекторов разного размера, а тащнны стенки 0,5 к 1 и:.< соответствуют налогов употребительным значениям границу кадшезой отсечки теплош\ неитроьов. Новая разработка г.ысок^татаературнц?. кадыидвих ькраноь КЗО ьыпол-нена с использованием разработанного ь УЛ- Груьил жаростойкого материала на основе окиси каши. Градировочные источники-имит&ити облученных детекторов максимально приближены по конструкции к детекторам и аттестованы либо по aiu-ивиост» (при совпадении радионуклидов источника ¡i активированного детектора), либо по шедаеау гамма-нэлученим.

.. Вспомогательная оснастка представляет собой раедичине устройства, предназначенные для рационального хранения и удобства пользования НАШ. Свда входят различные шкы капсул для хранения детекторов, маркировочные Cu^rat, кварцевые а/»пулы, укладочные коробки и др.

Все типы оснастки стандартизованы и регламентированы государственными техническими условиями. Для систематического производства наш создана технологическая и инстру«внтальная база, включающая уникальные установки и устройства.

2.2.4. Форма выпуска к оптимизация НАСИ

Основной формой выпуска стандартизованных НАШ принят целевой набор, представляющей сочетание нескольких типов нейтрои-но-активациовдшх детекгороь с функциональной оснасткой, о/пимиэи-рованное для решения конкретной измерительной вадачи или группы задач. Формирование таких сочетаний (наборов) следующая стадия разработки. НАСИ, ' где решаются задачи нейтронно-актииациониого эксперимента: учитываются типичные уровни облучений, конструкционные особенности наследуемых полей, требования методики измерений, на которую ориентировал данный набор и другие ограничительные ({акторы. Практически это означает, что научно-техническая разработка конкретного набора НАСИ pewaeí основные вопросы планирования измерений данным Набором. Централизованное решение вопросов планирования намерений позволяет обеспечить их высокий метрологический уровень Я существенно снизить {затраты потребителей, нг. подготовку измерений.

Подробное описание разработанный н ьапускаемых к 1980 г. наборов НАСИ дано в'£03. Существенным в этих разработках была оптимизация Наборов по их составу с точки зрения требований ичмери-

Ta&Mjn 2

Г M u II H ВО S II II í И С I I) u « H

г ■■■■■■■■ ............... ХАРАКТЕРИСТИКИ

1 1 флг»св,1Ы11 1

за-i» 48Й.6 СГГ. 0.022 «offVBKra рсз*я (flíVFSi), гет-ртетл*. S X. Г*зот*лт?сч т-в-ко a œcîssfo Wt-ß\, вюяят fe

432.9 rtn 0.025 lo *"J ^sçw, гик 0. tv.íi CpVTOVflirVÍI TP Wt»jfS J>-b43tB njraWOTipïJKlUtX) стмсрэвтра.

;Ctf-!(B 4»Й. В СУТ. 0 СОТ Пналко <$ггк««»« в^.-пи!, э X. Влбор íMf-T, s тетя» SK-!u.

be-ilB ¡ 0 гут. 0. jbo £rr«»*.w к-гтчвние, 2 X. tfaScp /VH-2, в occîréa ЛК-CU.

О-51 ST. 70 ОТ- о.ав То «е. в ахт-«я rtt- In.

>113 IIS. 2 «гг. 0.3D2 To ю. Rcftjp fr.l T. » œc-rcaw Ж-Аи.

ta-is' ЭО.О лет- С.Е/.в Го »ч. ttmrwiytncs Mv. (гмтролыпЛ um рететний iictjw.. Ca-W_*rï*JïnWlb«3Я îtXTaWL

.2 г. гш 0.М1 lo WI. töoop WH-2.» гост»« AK-2n;«*Scp WH-1, в carry» ЯС-С1'.

то. <8 еуг. П. BIO ftcitffiMrтт., г-Э X. ItaÄcp s состав M~M.

312. К суг. 0 es ?*«»»ч «twrœwe, 2-3 X. ¡tófiep «И-2 и <№ Т в есс"п*>е M Fa.

<>>-öa í ; 5.271 ,твт 1.173 S. ЯРЯ Яитлтптгл, 2-3 X. tWBpp tVSH-T. а сагтлав Ж-СЬ.

я> M.Z» СГГ. S "1.7 ■¡»tî-mtx-rs, Р-эг а сната^ртей серсы детокгсро. tîaOcçti RT.

Míi-й я r.Tx-vsw fit-H.

ям?. лтт Е .f, й? b-*f»«rw Sem a Нсигрольлй PKTOSOK ДЛЯ Пстэ-fo-

-т •___ /с*»«ггря>. и-лс;« tac и АКИ-й.

Тазявр 3

ушюршьмя «уюадшллыш асшспсл

Нэментанне Тип НАЗНАЧЕН««!,' ХАРАКТЕРИСТИКИ

Есрой гаг-м Пстгсцвив «ууаиш Hóftrpac». CgeprsooA шешмй рца-метр 45 ж. ьаоса 70 г. роамосретсч кав*юш£ а<рда типа КЭ-15/lQ. «лвенс 1.ЕИ5 нвйгЕ/ов. Тогщйа го Ссру-Ш - 0,4 г/ой.

Sopai) аир»! шг-i То œ. t.C-l.l г/ой.

Бсрьй акрпн ESE-г То а». Тош^иа азэло 1. ß г/смй.

ВсроА »{сн БЗЗ-0.4 То *в. Внввмй дкматр л-i, месса 13 г. Еи/гри ¡яамаерюгся 2-3 кого™ К-1. Ьтонс 1.Е+1? wtaîVae.To^w п» Ccçe^lO Q.Vfa&.

БзрьД «срок 69Э-» То жа. Тол-jHB 0. 6-0.9 г/см2.

Взрой EKfCM ГЬг/оцрииа иадганньм нейзрснсв. фихмг^ччасхкЗ зкрси. £¡12X23 im. кгсса Z r, 6№"ïpasma нэдхль cW. ît<!2 m. влянс 1.B+1Ö пе{«р/с>й. ТачДОВ DO «OR'-10 D. 4 Г/СИ2.

KaíKestft КЗ-15/10-1 Поггецйиио твптоаь« «stepaoj. Циливдричоочй экран tíí5HÍ<3 Щ При •

зкра» icrt-js» est« ив маггатмческого tauftet t Ml. Изсса Ô г.

Кахдаай (Ö-12/10-1 То «я. di&dO vM, Tois^sa гам 1 m, мкха 4 г.

SKfCO

Кс^югый КЭ-12/4-1 То вз. Фй<4 толста стахи 1 мм, изха 3 г.

»?«<

кэдлеьид кэ-доиме То ко. (ÜSvtiO wt. torería crreiwi 0. S ш, usees 3.5 г.

axje«

клдлиььл ИЗО-15/9-1.8 То »я. tUSä ми, внутренняя rcvcca. tElxS лц.

а^ик is аоеи кь>ия, -сащъа стики ооогветстауэт кзтагаич. кс»>м» 1.2 мы, »еаз» 1» Г. Рабочей тампергздфа 10И С.

Кадамаый «»-e/vocr То ж». «Ек5 км, лолэсть daÄ 5 (ы, U.6 «л, «осев V г.

ТрессшА ТР-С Рог«лрец-1Я олйгмза рзияш от йзляе^гося »икгсео. '«Ьтааьзу-

энз» » ссетаве «цда^агося кстлаов (RS). fttot tó cnvikr-H'CKcattr

CKICJVEfc ölCs®. 1 (Ы.

взлавш ., -

iímcym h-t СюадЕрпасегмай ispearais, »Я K3n№¡a.43ca юнпяневк йгогзяй va паййтаиаг5.с1г.Э|Й.5 tói, ывцаинвя гоясает. dlO.Snî.5 »in.

kcafoeprop ■ кгн гсг/щска loxlixiittt, чз dcmtei^sí&n ístómki»? в

ioîntpcita 1 КЖМи« ripi й»«ргдаи вкп'а»йсти.' ßspaoeяь

1иэ Сícfcaá а»а««кйЯ» i£ía«nemtíi тоэдмьой 1Ш,

- сз -

тельной задачи. Такал ограниченная оптимизация определялась существующим уровнем материальной баги выпуска детекторов, оснащенностью потребителей средствам;*, измерении активности, ограниченностью справочных данных и т.п.

К началу 1980-х годов п стране произошло качественное изменение ситуации в области нейтрошго-актиэацнонных измерений, прежде всего это касалось появления многочисленных результатов п области справочных дачных, радг.качыюго паменс-пия оснащенности потребителей средсгвами мзмереннч активности, повышением уровня тарификации массовых измерен::;*. Непрерывный цикл работ па со и совершенствований НДСИ, выполняем;« под рукоьедством аитогл, послу»« основанием для постановим в конце 1980-х голов научно- исследовательской работ;.; по .\;эдернпзац;;л и оптимизации I¡ДСП. Основные результаты были изложены в [11]. Существенно изменились критерии оптимизации наборе]'. 1[ел>.. оптимизации набора НАСИ - получение необходимой измерительной информации минимальным количеством типов детекторов при мингмаи-ном количестве их облучений. Основные объекты оптимизации - состав набора и масса (число ядер) нуклида-мишени в детекторах. При разработке оптимизированного набора НАШ следует установить:

- оптимальную номенклатуру реакций активации (вь2крается иэ возможного перечня с учетом энергетического диапазона и типичных уровней флюенса нейтронов, характерных для обеспечиваемой пракчи-ческой задачи);

- оптимальный флкенс для облучения сборки детекторов иэ набора (выбирается . иэ тншиннх уровней о учетом наиболее удобных условий облучения и соблюдения'норм радиационной безопасности);

- оптимальная функциональная оснастка и размеры детекторов (учитываются конструкционные зебенности облучательиой полости в реакторе, температура и характер среды, требования Но формированию области чувствительности детекторов с помощью различных экранов) ;

- оптимальная наведенная активность детекторов (учнтым?т"н рекомендованный способ измерения активности и необходимая выдержка детекторов перед измерением);

- оптимальные массы (число ядер) нушидов-милений для установленной номенклатуры детекторов (рассчитывается по разработанной методике, исходя-из вьке названных условна оптимизации).

Основные принципы оптимизации излолен» в [П.Н-О. П 1121 введено понятие "универсальной хаг&уыристки облучения д^п-чеп-ров", необходимое для планирования облучений и расчетов оп ти-мальной массы нуклидов-мювеник. В ¡качестве такой характер«'."* и::и Принят флиенс нейтронов с энергией больше 3 МэВ в нр'-днолол'-мин типичного спектра водо-водяного реактора. М&то«и>« расчета оптимальной массы предусматривает испольэоплтю значений оМ-.-ктирт;/ сечений с энергией больше 3 МэВ дли всех типои (ирогсьых дмтски-ров. Таблица таких значений, рассчитанная лли спектра 1'сдо- ь.я-1-1ЮГО реактора, приведена в !!Р1.

Таблица» 4

Стаидпртнаиванные набора н«Лтрокно-активьцнонник дитоктора»

Набор ....... ' ' 1 .................. --Назначение 1 Состав детекторов, оснастка i Год разработки Уровень стандартизации

НДС ..... Уониторированиа полей неЛтроноа по флюенсу Er,>3 НэВ, 100 С S.E*10-!.E+15 u/cuZ згз(п.р)32Р; град,ист. ЕР; контр.ист.903г-90¥; КЗ-15/10-1 1972 ТУ ГСО

S-пакет i-tOCCOBOe иониториро-¡¡анке Бп>3 Мэ8,100 С 5.Е+10-1.СН5 н/смЯ 323(п,р)32Р - 1000 ит. 1972 ТУ ГСО

АКН Спектрометрия быстрых нейтронов а области 0.2-6 Mad 1.ЕН2-1.Е+15 II/CMZ 1Ü0 С 2Э?Ыр(п,Г); ЮЗйМп, и') ЮЗтйЛ; 1151г,(гь,п') 11Ея1п; 190Нв\г.,п') 195г,Му; 53Щ (а. р)53Со; 323(п,р)32Р; гоад.ист. 109Сй(241Лп); 51Сг; ;,;ыСа; 53Со; ЗР. БЗЗ-0,4; КЗ-15/1а-1; К-1; ТР-С 1972 ТУ ГСО

дкн-г Спектрометрия быстрых нейтронов в области 0,г-0 ИэВ 2.ЕМ2 и/см2 100 С 23 7 Нр (г., С); 103К1л (п, п') 1 ОЭгаЯН; 115!п('п, п') 1 ¡Ке.1п; • 1ПСй(»,л'Н1 !щСй,- 642п (п, р) 64Си; 323(п.о)3£?; 5о?е(п,р)56Ип. 133-0,4; КЗ-15/10-1; К-1; ТР-С; КП-1,град. ист.1й5СД,51Сг, 13ЭСв, гг»а,54Мп, ЗР 1990 ГСО

дни-г Спектрометрия низко-интексипных нейтронным полой в области от тепл.нейтр. до 0 МэВ.100 С 1.Е+10-1.Е+1Я н/емг Реакция г.сяанкп на нуклидах; 2351); 23ДОи; 238Ри; £37Ыр; 241 А»; гзеи; згз(п,р>эгр. £33-1; БЭЭ-0,4; КЗ-15/10-1; К-1; ТР-С 1976/1990 ТУ ГСО

АКН-Г-10 АКН-Т-Э Спектрометрия надтеп-лових нейтронов, тепловые нейтроны, индивидуальные ремимы облучений для детекторов 100 - 600 С Две модификации набора с детекторами диаметром 10 И 3 мм. Рвг.кцик (п, ) на нуклидах; 175Ьи; 197Аи; 5уСо; 55МП; 63Си; 54Га(п.р)е4Мп; 56Ге(п,р)5аМп. Градуир. ист. 109СЙ; ПЗБп; бОСо; 54Мп; 22Иа. КЗ-12/10-1; КЗ-12/4-1; К-1; КП-1. 197-6 ТУ ГСО

САД-Р Спектрометрия в области твпловых-надтвп л cm их нейтронов l.E+15 Н/СМ2 ,1000 С Реакция (п, ) на нуклидах: 453с; 197Аи; 1391-а; 59Со; 65Си; 23На; 50СГ; 58Н1(г>.р)58Со. КЗ-15/9-1, КЭ-12/10-1 1989 ТУ ГСО

САД-П Спектрометрия быстрых нейтроно» 1.Б + 15-1.В»16 и/см2 1000 С Й37«р(п, Г) 140Ва; ЮЗШ*(п, п') ЮЗоЙЬ 1151п(П,п') 115а1п;642п(п,р) 64Си; ШС(1(»1,п')11ШСй; 56(П<п, р)50Со; 54Ге(п.р)54ИП; 204РЪ(п,»')204аРЬ; Т1 (п, х) 465с; 5бГа (п. р) 58Нг\; г7А1(п, )24Ыо;5^(п, ) 468с; ЭЭЫЪ(п, 2п)92пШЬ; 90гг(п. 2п)892г. БЭЗ-0,4) ВЭ4-0.4; КЭ0-1Ъ/9-1,2; КЗ- 12/10-1; К-1. 1969 ТУ ГСО 1

АМОС Массовое моннториро-вание в палях энергетических реакторов 1.Е*17-1.Е+20 н/сн2, 1000 с. 5вш (п, р) 58Со; 54Ге(п, р) 54Мп; 4вТ1(п, рмбзе; ест (п, р) бОСо; бзси{п, )васо. 1986 ГСО

СН НаЯор детекторов и vi диаи дуального исполнения. Могут быть заказаны диапазоны: чувствительности набора по анергии нэйтроиов; флввнеа; тенпературн; размер детекторов; оснастка. 1980 Индивидуальная аттестации

Перечень разработанных к настоящему времени наборов НЛСИ приведен в табл.4 в соответствии с [13]. Следует отметить, что продукция, названная в табл.«;, представляет собой реальный практический результат деятельности в области создания стандартизованных нейтронно-активацшшых средств измерений. Выпуск этой продукции в течение более 20 лег для пользователей в стране и за рубежом сказал заметное влияние на качество и кэалкфп1'.ацгао массовых нейтронных измерений.

Последней законченной разработкой, оставшейся на стадии опытных образцов и потому не включенной в табл.4, был набор £0КС (детекторы оперативного контроля спектра), предназначенный для контроля сохранности спектра аттестованного нейтронного поля [17]. Этот набор представляет собой увязанное сочетание детекторов тепловых, надтепловых и быстрых нейтронов, дкоаих при активации одинаковый радионуклид. Сборки таких детекторов в стандартизованном держателе являются элементами набора. Применение ДОКСа позволяет обнаружить изменение спектра медленных нейтронов на уровне 2-3% с продолжительностью измерительной процедуры не более 3 часов.

НАШ, как'любая стандартизованная продукция, должны иметь нормативно-техническую документарно (НТЛ), регламентирующую их производство, аттестацию и применение. В качестве НТД, регламентирующих производство и аттестацию НДСИ были разработаны более 40 государственных технических условий (ТУ). Аттестация детекторов в качестве Государственных стандартных образцов (ГСО) предусматривала разработку соответствующего комплекта нормативных документов. Более 30 типов ГСО было аттестовано и внесено в Государственный реестр стандартных образцов. Основным документом, сопровождающим каздый набор НАСИ. является Свидетельство о государственной метрологической аттестации. Для наборов регламентированного состава (НДС, Б-пакеты, А'КН, АКН-2,АКН-Т, ДКН-2) разработаны типовые сопровождающие документы - техническое описание, инструкция по использованию. Наиб лее детальными и всесторонними являются сопроводительные документы к набору АМОС, состоящие из 10 методических материалов, регламентирующих все стадии измерений от организации облучений до обработки результатов.

О личном вкладе автора. Первые научно-технические разработки НАСИ И связанная с ними разработка новых специфических понятий и подходов вошли в кандидатскую диссертацию автора (1974 г). Сформировавшееся тогда новое для страны направление - создание и выпуск стандартизованных НАСИ развивалось последующие годы под руководством автора, являясь в целом продуктом деятельности многих специалистов и коллективов. Из названных в данном разделе конем ных результатов (табл.4) принимал непосредственное участие в научно-технической разработке наборов ДКИ (В.Д. Севастьянов. Канд. диссертация, ВНИИФТРИ, 1970 г) и АКН-Т (П.Б. Галиен, Канд. ли< :'.;'■{■■

талия, ШСШ2ТГ-11, 1030 г); все остальные разработки выполнены под руководством и с определяющим участием автора. То хе касается и разработки НТД на ПАСИ. Создание и совершенствование технологической и аттестационной баз серийного выпуска НАСИ,. а также их систематическая работа находятся под руководством автора с 1969 г.

2.3. СПРАВОЧНЫЕ ДАННЫЕ

Единство нейтронных изнереиий на ядерных реакторах может бить обеспечено только при условии пользовании едиными справочными данными, которые б это.! случае можно разбить на четыре группы:

- энергетическая зависимость сечения реакций активации (ход сечения) б(Е);

- интегральные сечения;

- характеристики схем распада продуктов реакций;

- типовые реакторные спектры нейтронов.

Яиергетическап зависимость с&ченил. Энергетический диапазон б(Е) определяется диапазоном энергии реакторных нейтронов и условием использования кадмиевых экранов при спектрометрии надтепло-вых нейтронов. Для стандартизованного представления хода сечений принят диапазон 0,5 эВ-13 ЫзВ и групповое представление сечений в международном формате оцененных данных Е;!0Р. Основой для получения оцененного хода сечения служат дифференциальные дачные из экспериментов с моноэнергетическиии нейтронами, расчеты по различным теоретическим моделям, соображения предпочтительности дачных, их анализ и критерии. Результатом такой работы являются библиотеки " (файлы) оцененных сечений, обязательно содержащие элементы субъективизма оценщика. До середины 70-х годов мы располагали только, зарубежными файлами (ЕМОР/З, ЕНВЬ, ВЕТЛЫ, ШСР ЛЕЖЬ), затем появились первые отечественные библиотеки БГС-1, ТЛСКББ (Латвия), ВОСПОР (<ЮИ). Библиотека групповых сечений БГС-1 [32] охватывала Пороговые реакции активации и явилась первым шагом к стандартизации сечений в приложении к нейтронно-активацигшным измерениям. Сравнительный анализ различных библиотек показал существенное (10-157.) отличие однотипных данных, что объясняется, как различием объема и качества исходной экспериментальной информации, так и субъективностью каждой оценки. Для разработки рекомендованных справочных данных и координации усилий различных специалистов страны била создана Тематическая группа "Нейтронная метрология" при Комиссии по ядерным данным ГКАЭ. Важнейшим результатом ее деятельности была подготовка файла РНШ^87 (21 резонансная и пороговая реакции), с последующей аттестацией в ранге стандартных справочник данных [23], а также файла РНМФ-Д89 (9 пороговых реакций) , аттестованного в ранге рекомендуемых справочных данных' [353. Существенно новым является введение в файл сечений реакций 199Н<?(п,п')19ЭтНе [24] и гсИкРЬ(п,гГ)204п,РЬ [10], впервые исследо- • ванных и оцененных нами.

Следует отметить ватнейзую особенность рассматриваемой области справочных данных. Создаваемые библиотеки сечений не являются универсальными, а предназначены обеспечить потребность нейт-ронно-активационных измерений з реакторных полях нейтронов, отсюда принципиально разный подход к точности сечений в разных энергетических диапазонах.' В качестве объективного критерия пригодности той или иной оценки сечения принято условие согласованности рекомендованного хода сечения с результатами интегральных экспериментов. Общепринятыми в мировой практике интегральными величинами, используемыми для сравнения, являются средние сечения реакций активации для стандартных нейтронных спектров. В качестве стандартных спектров приняты спектр нейтронов деления урана-225. спонтанного деления калифсрни1-252, а также спектры нейтронов, специально сформированные для целей воспроизводимых интетрадьних экспериментов, например в устройстве 52.

Измерение, оценка и стандартизация экспериментальных значений интегральных сечений является важной метрологической задачей стандартизации справочных данных.

Интегральные сечения. Из интегральных сечений иметаих наибольшую практическую значимость, следует отметить:

- среднее сечение реакций в спектре деления урана-235 - 65;

- среднее сечение реакции в спектре спонтанного деления ка-лифорния-252 - 62;

- универсальное значение эффективного порога и эффективного сечения реакции для реакторных спектров - ЕЭфф.. бэ<м>.;

- значение эффективного сечения реакции для энергии 3 Мз8, 6эфф.(ЗМэВ);

- сечения на тепловых нейтронах бт и резонансные интегралы ! для реакций радиационного захвата.

Современная трактовка понятия эффективного порогового сечения в отечественных публикациях берет начало с разработок НИИАР, затем получила развитие в работах МИФИ и ВНИИФТРИ. Основное соотношение

м м -

|б(Е)ф(Е)йЕ / ]*9(Е)С1Е , (2) • О Еафф.

где б(Е) - ход сечения реакции активации; <?(Е) - дифференциальный спектр нейтронов; ЕЭф®. - переменный предел интегрирования в знаменателе - эффективный порог реакции. Если выполнить расчеты по ф-ле (2) для любой пороговой реакции, чувствительной к нейтронам реакторного спектра, и в качестве ф(Е) использовать любые производные спектры от спектра нейтронов деления урана-235 (т.е. любые реакторные спектры) , то полученные зависимости

сч> со

6э<г>ф. (Еэфф. ,Фд) - j6ÍE)»j(E)dE / J*j(E)dE , (3)

о Еэфф.

обязательно имеют точку сгущения, т.е. такое значение ЕЭФФ., при котором значения 6ЭФФ. для различных <¡>j (Е) имеют минималъный разброс. Пример таких зависимостей для реакции 204Pb(ri,n')204тРЬ приведен на рис.1 [10]. Именно эти значения Es®®. и бЭфф. приняты в качестве универсальных значений для реакторных спектров, а половина разброса эффективного сечения в точке сгуцения принята в качестве максимальной оценки систематической погрешности. Рекомендованные значения эффективных сечений рассчитывают для рекомендованной библиотеки сечений и обоснованного набора реакторных спектров. Первая наиболее представительная таблица рекомендованных значений ЕЭфф. и бафф. [313 быка получена для библиотеки БГС-1 Í323 и самой обширной библиотеки спектров БКС-1 [333. В дальнейшем такие расчеты и рекомендованные эффективные сечения сопровоадали все разработки стандартизованных сечений [23,35]. Использование этих справочных данных связано с одним из способов решения уравнений (1)

Rj - - бэффД.ФЕэфф. i • (4>

где активационный интеграл R¡ определяется по измеренной активности Ai. а Фе1 - интегральная плотность потока нейтронов с энергией больше эффективного порога i-ой реакции. Набор реакций активации позволяет определить ряд значений ф для различных ЕЭоьф. и восстановить интегральный спектр нейтронов.

Для планирования нейтронно-активационного эксперимента в качестве универсальной характеристики облучения нами была предложена интегральная плотность потока (или флюенс) нейтронов с энергией больше 3 МэВ в предположении условий типичного спектра во-до-водяного реактора. Методология оценочных расчетов и таблица значений эффективных сечений для энергий 3 МэВ приведена в [123.

В качестве .главного критерия пригодности какой-либо оценки хода сечения реакции для нейтронно-активационных измерений в реакторах в мировой практике используется близость расчетного и экспериментального значений среднего сечения реакции в спектре нейтронов деления урана-235. В этой связи качество экспериментальных значений б непосредственно влияет на качество стандартизованных сечений реакции активации. С середины 80-х годов была поставлена постоянная работа по исследованию, оценке и стандартизации экспериментальных б. Основой этой деятельности стала разработанная [25] методика измерения б с использованием хорошо исследованных реакторных спектров.

В соответствии с формулировкой

га

б « | б(Е)ЫЕ)с)Е . (5)

О

при условии

(М

| Ч>5(Е)ЙЕ - 1 . (6)

О

Преобразуем (б)

« (Ч п>

б=|б(Е)!?5(Е№ • ф>5(Е)с1Е / |»д(Е)(1Е) - вЭФФ. • |<Р5(Е)с1Е . (7) ^ Еэфф. Еэфф. Еэфф.

Определим введенный интеграл, как долю спектра деления для энергии выше ЕЭф®. с учетом условия (6):

| <р5(е)йе / 1 - | «?5(е)<1е / | *5(Е)<1Е оеэфф. (8)

Еэфф. Еэфф. 0

Используя названное выше свойство эффективных сечений иметь точку сгущения при ЕЭф®.. представим

бэфф.5 * С^бэвф. i » (9)

с

где бЭфф.1 - значение эффективного сечения для 5-го спектра при Еэфф.; - коэффициент незначительно отличающийся от 1. Подставив в (7) полученные соотношения и использовав (4). получим окончательную расчетну» формулу метода

6 - Без«*. - С1 (й / ФЕЗАФ.) . (Ю)

Здесь Оеэфф.- доля спектра деления урана-235, рассчитываемая по стандартизованному аналитическому списанию. С^ - коэффициент, принимаемый за 1 с погрешностью, равной максимально возможному

за' -

ТаЯлкцз 5

Минеральны» сечени* пороговых реакций (лссперишнт и оцекка)

Реакция (год пуОг.иклции) 3|§вктив. порог, ЦаВ 3){вкти*. сечение, »И-. м 6 Среднее сечение для спектре и-235, ,мв

Эксперимент Оценка

ШС<1(п.п*)111»С<1 (1505) 1.Э 350 198»-4 190*-4

198Нг{п,п')199аНр (1981) 1,4 410 225+-10 225+-.10

б42п(п,р)64Си») (1983) 3,0 1В2 34, 4*-0,8 33,6+-0, 7

204Р&(П,П')204вРЪ (1935) 4,0 182 10, 8+- 1, 5 - 18,4^-1,2

ШП, янегс (1965). 4,5 159 11,8»-0,5 11, Э+-0, 4

Б0Щ(п,р)60Со (1965) . 6,0 89 2,25+-0,20 2,25^-0,20

езси(п, )босо (1985} .. 7,0 42 0,50^-0,04 0,4Э4+-0,030

51«(п, |4азс (168?) 6.0 0,0 0,0215»-0/000в 0,0209^-0,0008

ЭЗНЬ(п.гп)92пНЬ (198?) 10.5 470 . 0,418»-0,015 о,42в+-о,оав

вячы. гп)8вг (1891) 12,? 010 0,170^-0,014 0,161»-0,010

'в0гг{п,2п)в92г (1989) 13,3 019 0,0345+-0,0045 3.0960^-0,0024

•) Для овсол. Интеле, фотонов 0,511 МэВ; ровной 34,3 I.

разбросу значений 6эфф, в точке сгущения (при отсутствии информации о ходе сечения данной реакции) либо определяется из предварительных расчетов с типовым спектром (в последнем случае погрешность Cj составляет 1-ZZ). Активационный интеграл R и интегральная плотность потока Февфл.- экспериментально определяемые величины.

Результаты измерения и оценки средних сечений опубликованы в работах [10,24.25,26,27,28,29]. Наиболее важные результаты, показанные в табл.5 [19], были приняты экспертным органом - Тематической группой "Нейтронная метрология" в качестве рекомендованных справочных данных и использовались при разработке стандартизованной библиотеки сечений (23J.

В работе [303 опубликованы первые рекомендованные справочные данные по тепловым сечениям и резонансным интегралам реакций активации. Дальнейшее участие автора в этой области было незначительным. ,

Характеристики схем распада. Для нейтронко-активационных измерений основными данными о схеме распада радиоактивных продуктов реакции является период полураспада Ti/г (постоянная распада \) радиону!аида, энергия и абсолютная Интенсивность излучения при его распаде. Современный уровень оцененных данных в этой области' полностью удовлетворяет потребности нейтронно-активационкых измерений. Любая нэ современных многочисленных библиотек справочных данных в этой области ыожет быть использована для нейтронных измерений, Особый случай . представляет нейтронно-активационный детектор по реакции 237Нр(п,Г)1адВа. Используемая в этом случае характеристика выход бария-140 в осколках деления пва зависит от спектра нейтронов, и разброс в существующий-значениях пва не позволяет получать достоверные / результаты в нейтронных измерениях. Было выполнено экспериментальное исследование пза Для реакторных спектров [21]. Показано, что влияние разницы спектров устраняется введением борного экрана толщиной около 0,4 г/см2 по бору-10, а значение выхода бария-140 для этих условий составило

ПВа я 0,054 * 0,002 . '■;•-"'

Типовые реакторные спектры нейтронов. Успех метрологической " деятельности в области нейтронных измерений на ядерных реакторах Во многом определяется надйчиеы в распоряжении исследователей представительной( разумно классифицированной библиотеки типовых реакторных сяектроз иейтропои. Оценка сечений и расчет эффективных пороговых сечений предполагает Использование таких спектровJ методы восстановления дифференциального спектра (решение системы уравнений (1) предполагает испольеовани'е типовых спектров й качестве априорной, информации; числовые эксперименты, прежде йсего тестирование разрабатываеыых ыетодйк, а Также Планирований нейтронно- йктйвационного эксперимента, также выполняются с участием библиотеки спектров. Первая; Наиболее обширная библиотека БКС-1

классифицированных спектров была разработана ь оер£-.н>шв VQ-x годов [333. Основные принципу классификации - гыдз^' лче глазного материала - формирователя спектра или типизации фактора, макси-мель но влияющего на спектр. БКС-1 включает 30 спектров, массифи-цированных в 8 групп, заданных в диапазоне 0,5 зв-1н .УлЬ в точечном представлении. Разбиение шкалы соответствует библиотеке сечений БГС-1. Представлены дифференциальные и интегральные спектры, нормированные по условш

18 МэВ

J\(E)dE ~ 1. (il)

Э МэВ

Следующая модификация библиотеки спектров ВКС-2 [343 сохранила принятую классификации. Выл исключен ряд спектров, не влияющих на представительность библиотеки, -добавлены экспериментально исследованные спектры отечественных реакторов, заменены более современной оценкой стандартные спектры (калифорния, LE, ISNF). Общее число спектров в БКС-2 составляет 27. Энергетический диапазон 0,6 эВ-19 МэВ.

На основе этих двух библиотек был разработан файл реакторных нейтронных спектров РСФ-8Э, принятый Тематической группой "Нейтронная метрология" КЩ в качестве рекомендованных справочных данных. Существенным изменением является замена формы спектра деления урана-235 на выполненную нами оценку [363.Общее количество спектров в файле составило 19.

0 личном вкладе автора. Автор принимал непосредственное участие в разработке библиотеки сечений БГС-1 и файла стандартных справочных данных по сечениям РНШ-87 (ГСССД-231-83). С определяющим участием для этих библиотек подготовлены сечения реакций на ртути-199 и свинце-204. Руководил работой по исследованию й оценке средних сечений реакций активаций в спектре деления урана-235, а также разработкой библиотек классифицированных спектров БКС-1 и БКС-2.

2.4. ОБЕСПЕЧЕНИЕ ИЗМЕРЕНИЙ АКТИВНОСТИ

В середине 70-х годов была проведена серия всесоюзных сличений на ядерных реакторах (Сб. Метрология нейтронного излучения на реакторах и ускорителях. Т.2. М. .ВДШатошшформ, 1974, [223), в которых в числе основных задач были анализ состояния в стране с измерениями активности облученных детекторов, определение источников систематических погрешностей и разработка подходов .с обеспечению единства таких измерений. С учетом полученных результатов в [181 названы основные способы выполнения измерений активности детекторов в прикладная нейтронных измерениях. Так как подавляющее

Таблица 6

Обраягдон|к> ргдашметричоские установки типа II и ОСУ-II, аттестованные на предприятиях

Обозначение 1 Предприятие установка | Регион Год первичной аттестации

«ко-1 тп осу- п-с ! Лыткарино.М.о. 1973 1976

ико-1ь 2 осу-11-& вялил Чедябинск-70 1983 1933

ико- 11-3 осу-11-10 те-шэф Арзамас-16 1983 1982

ико- п-9 осу-;1-1 СЕВ.'.'ЛУ Севастополь, Украина " 1986 1975

ИКО-11-6 №1Ш Обнинск, Калужская обл. 1988

ико-и-в осу-ii-8 ш Саяаслилс, Латвия 1086 1982

ИКО-11-4 ИМАР Дмитровград, Ульяновская обл. 1985

ико-п-10 "Прометей" С.-Петербург 198в

ИКО-П-11 ОСУ-11-12 нии®ш Томск 1989 1387

кк0-1М2 осу-и-15 ттл Москва 1991 •* 188э

ИКО-II-13 ! ШШИЭТ Москва 1991 с

осу-и-3 . аяз Ташкент 1977

осу-1!-4 цш Загорск,М.а. 1978

осу-11-5 ВТИ Москва • 1979

осу-?1-4 И-т им Крылова 0.-Петербург 1980

осу-;1-7 1ш5 УлуТбек.Увбекнс-1 1983 таи |

осу-11-11 шбп Москва 1988

ОСУ-П-13 к®' Кией,Украина 1986

осу-1!-и ияшз бан | София,Болгария 1980

большинство продуктов используемых реакций являются гамма-излучающими нуклидами, основной способ состоит в применении радиометрических установок на основе гамма-спектрометров, отградуированных по эффективности регистрации фотонного излучения детекторов. Второй способ, предпочтительный при массовых измерениях, состоит в сравнении облученного детектора с мерой активности, идентичной по радионуклиду и конструкции облученному детектору. Для сравнения применяют радиометры гамма- и бета-излучения в качестве компараторов. Для Достижения единства измерений первым способом необходимо, было организовать государственную.метрологическую аттестацию гамма-спектрометров, разработать правила и средства метрологического исследования таких установок, обеспечить комплектование контрольными и реперными источниками, организовать метрологическую экспертизу методик выполнения измерений на установках. Для второго способа было необходимо организовать в стране выпуск и поставку потребителям градуировочных источников - специализированных мер активности, разработать рекомендации по их применению. Следует отметить, что возможности централизованного выпуска таких мер ограничены радионуклидами с периодом полураспада месяц и более, в то время как большая часть продуктов реакции активации является короткоживущими радионуклидами. Для таких случаев был разработан особый подход к метрологическому обеспечению. В качестве меры активности используется один из облученных однотипных детекторов, который аттестуется самим экспериментатором на образцовой радиометрической установке.' -Такие специализированные : образцовые установки аттестуются нами непосредственно у потребителей в месте проведения измерений, составляя образцовые средства измерений (ОСИ) предприятия. Метрологическое обеспечение ОСИ предприятий опирается на исходные образцовые средства измерений Госстандарта.

На рис.2 показана структура метрологического обеспечения измерений активности детекторов, реализуемая на практике И показывающая взаимосвязь рабочих средств измерений (РСИ), ОСИ предприятия й МОСИ Госстандарта. •

Рабочие средства измерений, В качестве . РСИ используются спектрометрические или радиометрические гамма-компараторы и радиометрический бе^а-компаратор для стандартных серных детекторов. Мерами активности служат либо специализированные образцовые граду ировочные источники, выпускаемые централизовано (табл.З), либо специализированные рабочие меры активности> аттестуемые потребителями на ОСИ предприятий. Для рабочих измерений в обоснованных случаях могут использоваться ОСИ, как в режиме отградуированной радиометрической установки, так и в режиме компаратора. Рекомендации по выполнению рабочих измерений содержатся в инструкциях по использованию наборов НАСИ и в нормативных документах к ОСИ -"Правилах хранения й применения". Организована метрологическая ■экспертиза рабочих методик выполнения измерений предприятия. В качестве научной базы для разработки конкретных рабочих методик был подготовлен и издай сборник методик ("Метрология нейтронных

р

II1

8 3

ч о = *

- о

2 §

X ' н, ? *

о

0 «п

1

Я.в

•3 4

е а *

Рабочие СИ

я»

в!

о

_ а

Е В «и

53 *

а» "в в*

8 Ж о

* &

81

I

с «

1МОхи ч 11

ОСИ пре^риятия

■ВИВШИ

§

гП

'Ч!

относительное эффективное сечение

с • о . '. — ' -* ,

<* - и» О- — m U

АО Л

Ш .

К мК

Ю 0.

» Е

измерений на ядерно-физических установках", Т. 2, М..ЦНИйатомин-

форм,1976). ---------.--------------------

Образцовые средства измерений предприятия. ОСИ предприятия предназначены, для обеспечения рабочих измерений активности облученных детекторов иа данном предприятии. Типовое оснащение включает специализированные образцовые радиометрические установки 2-го разряда типа ИКСЫI и.ОСУ-II, а также образцовые специализированные меры активности - градунровочные источники гамма- и бета-излучения.; Типовые аттестации, пременительно к этим ОСИ, а также организация аттестационных работ и правила их выполнения были разработаны, основываясь на„стандарте ВНИЙФТРИ "Организация и порядок проведенйЯ~во"БГОЖФТРИ государственной метрологической аттестации, образцовых средств-измерений высокой точности"., а также ГОСТ 8.033-84. ' - ^ '

ИКО- Н (измерительный .комплекс образцовый) представляет собой радиометрическую установку на основе гамма-спектрометра ^ как правило, включаем несколько измерительных трактов со сцинтил-ляциокными или полупроводниковыми детекторами,в том числе для низкоэнергетической области (десятки кэВ). В состав установки введены реперные й контрольные гаша-источники. Каедый экземпляр ИКО-И индивидуален.по„составу, перечню используемых типов детекторов, диапазону измеряемых активностей и др. Тем не менее разработанная типовая аттестация предусматривает оптимальный уровен> стандартизации.процесса аттестационной работы. Так в качестве обязательной части предусмотрена; разработка система регламентированных характеристик установки,!:" представляющей взаимно увязанную систему параметров и условий, позволяющих выпонять измерений в соответствии с назначением установки.: Названы основные аттесто-ванные-яконтролььые характеристики, установлены типовые правила хранения и-Применениа ИКО-П. Разработаны форма обязательных нормативных ;документов для ИКО-П, организована метрологическая экспертиза методик обработки результатов, а также разработан й предложен ряд стандартизованных методик (раздел 2.6). Аттестацию ИКО-II выполняют метрологи, опираясь на исходные образцовые средства измерений ^ВШИФТРИ (ИОСИ), составляя в каждом случае индивидуальную программу • аттестации. Некоторые положения такой программы-регламентированы методическими указаниями МИ1853-88. ИКО-П обеспечивают измерение активности облученных детекторов с погрешностью 3-5Х (Р=0,95). Основная метрологическая функция этих установок—--аттестация-специализированных рабочих мер активности для обеспечения рабочих измерений методом замещения.

ОСУ-11 (образцовая серная установка) - узкоцелевая бета-ра-дисметрическая установка для измерения активности бета-йзлучающе-го нуклма_й)0Сфрр-32 в стандартных серных детекторах. Детектор на основе реакции;^=5(п,рХ3?Р является наиболее массовым монитором, в отдельные '-годы его применение в стране достигло до сотня тысяч детекторов;-поэтому обеспечение единства и правильности измерения его активност-бшю названо в числе приоритетных работ.

В начале 70-х годов эта проблема, решаласьцентрализованной поставкой образцовых градуировочных.источников типа SP (имитатор серного детектора с внедренной активностью фосфора-32) и реализацией метода замещения на бета-компараторе, в рабочих измерениях. Источник SP аттестовывался на исходной образцовой установке ОСУ-1 (ИОСй ВНИИФТРй), в создание '-»аучйые.'к.'мет-

родогические разработки этой проблемы.'Практика показала,.что период полураспада фосфора-32, равный 14,29 суток, слкпко»4 мал для надежного и бесперебойного централизованного обеспечения источниками, особенно учитывая транспортные:затраты и большие расстояния. Поэтому наряду с централизованной поставкой SP была разработана и реализована система, предполагающая^ создание непосредственно у потребителей специализированных образцовых, установок для ат-естации в качестве рабочих мер активности источников .типа SP-установок типа осу-н. .7':

Отметим, что вся цепочка, связанная .с'серным детектором, '.от его изготовления до получения информйЬш* о ^^йтронно»; поде, представляет собой наиболее детальную и тщательную метрологическую разработку. В частности аттестация ОСУ-1I регламентирована с высоким уровнем стандартизации в методических указаниях ТВЬЖЭТРИ, ас: 1989 г. в Рекомендаций ГСЙ '^ст^ыт-рад^ ,

измерения активности стандартивов'анных '^ нейтроннб-активщцюннач детекторов из серы образцовые. Методика ыетрологической аттестации". Методика адресована метрологам.й устанавливает требования к составу ОСУ-1 i и привлекаемым для ее .исследования средствам измерений, регламентирует частные методики исследования различных,па- " раметрой, правила выполнения иэиеййф.Д^пгР^.* £ яозйэдрт«!©- г мерять активность серных детекторов ^и 'аттестови'вать источники SP по активности фосфора-32 с погреаностью.З-'З.бХ:;;:: \:v "..'..

Образцовые меры активности - градуйровочные источники гамма- ! и бёта-излучения составляют еще д^дн{)йятия vri-'Sro

прежде acero универсальные источники рГвшус»гаемые^ Ытрологическн- -ми институтами Госстандарта 8 составе иаборов ОСТИ.СЮГЙ-З.ОС- . РЙ-М(С0ИРЙ, а также специамвированные^для'облг^ тивациойных измерений источники, представленные'в табл.З..Образцовые источники .испольэуютса {готрейнтелями/.дл&^г^^^ чих радйоыетрических установок по

ти), а сПециали8ированные источники, кроме того, могут, применять-, ся на компараторах как меры сравнения г Метрологический"» контроль за соблюдением единства измерений а втих случаях осуществляемся через метрологическую экспертизу методик измерений предприятий и регламентацию методик использования специализированных мер срач пения. ;

Исходные Образцовые средства измерений Госстандарта..-. НОСИ, , ВНИИФТРй в рамках проблему нейтронных измерений на ядерных, реакг, .. ■ торах являются ЙОСИ Госстандарта. Они предназначены для мётроло-. гического обеспечения ОСИ предприятий и включают спецкадизирован-нуп радиометрическую установку ЙКО-1 и ОСУ-1. Специализированная

образцовая установка ИКО-'I является составной частью радиометрического комплекса государственного специального эталона (ГОСТ 8.105.84), и представляет собой радиометрическую установку с 4-мя спектрометрическими трактами (гамма-сцинтилляционный, два гамма-полупроводниковых, рентгеновский полупроводниковый), в состав установки также входят постоянно обновляемый набор градуиро-вочнда гамма-источников, ориентированный на аттестацио установок ИКО-II. Другое метрологическое назначение ИКСЫ Y основная; часть аттестационной Сазы НАСИ. Состав, возможности и параметры установки регламентированы в комплекте НД наТСЭ,- ОСУ^Д - исходная образцовая серная установка - специализированная радиометрическая установка для аттестации мер активности фосфора-32 в стандартных серных детекторах (образцовых градуировочных источников типа SP).' Методы и результаты исследований, положенные в создание ОСУ-I ,были изложены в каедид©теткой диссертации автора, однако в 1981-1982 гг. была поставлена научно-исследовательская раВота по модернизации установки с .улучшением ее метрологическихпарамет-ров, расширением функций и существенным улучшением надежности. Результаты отражены в комплекте НД на модернизированную ОСУ-I. :

Реализация системы обеспечения единства измерений Живности детекторов. Начиная с середины 70-х годов метрологическиеразра-ботки успешно внедрялись на предприятиях Союза, и к • настоящему времени создана сеть образцовых радиометрических установок тип« ИКО-II и ОСУ-11 .охватывающая большинство исследовательских реакторов, связанных с аадачаыи радиационного материаловедения. Перечень аттестованных установок и предприятий приведен в табл.6 в обозначениях й сроках первичной аттестаций.

О личном вкладе автора. Начиная с постановки задачи : автор принимал непосредственное участие вразработкеметрадогического подхода к обеспечен®) единства измерений активности нейтроннс-ак-тивационных детекторов иреализирукмвих этот подход нормативных документов. Руководил разработкой методологии и техника аттестации специализированных образцовых установок типа ИК0- ! 1 й ОСУ-11. Первичная аттестация бальвинства установок, из созданной на йредприя-тиях сети (табл.6), выполнялась под руководством или с непосредственным участием автора. КОСИ 8ШФТРЙ (ИКО-1 к ОСУ-1), На:которые опирается разработанная система, создавались и функционируют под руководством автора.

2.5. ШОДИЧЕСКОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ

Единство нейтронно-активациоиных измерений на реакторах должен обеспечивать комплекс методик, регламентирующий все стадий разветвленного эксперимента, которым по сути являются такие измерения . По назначению методики можно разделить на методики организации и планирования эксперимента, методики измерения активности

детекторов и определения активационных интегралов, методики определения конкретных нейтронных величин, в том числе методики восстановления спектра, методики контроля стабильности аттестованных Полей. Однако на практике зачастую разрабатывают методики, обобщающие несколько стадий измерений. Требование оптимизации эксперимента на реакторе с учетом его технической сложности и больших материальных затрат' предполагает использование методик,оптимизированных под конкретную задачу, реальные возможности ее осуществления, специфику исполнителя. Поэтому изначально было принято, что стандартизованные методики нейтронно-активацйонных измерений носят рекомендательный характер. Жесткой регламентации во всех случаях подлежат вопросы единства терминологии, физических величин и их единиц, значений используемых констант, подхода к оценке погрешностей, соблюдения правил изложения методики в документе. Основу стандартизации методик составляет государственная метрологическая экспертиза, обеспечивающая как правильность применяемых научных положений,.так и соответствие методики существующим общим требованиям системы обеспечения единства Измерений. Опробованы различные способы доведения стандартивоВаНных методик до массового потребителя.

Первым положительным опытом в 70-е годы стандартизации методик для массовых, нейтронных измерений на йдерных реакторах стало издание сборника рекомендованных Методик (Метрология нейтронных измерений на ядерно-физических установках. Материалы 1-ой Всесоюзной школы. Т. 2. М, ЦНИйатоми;,форм, 1376} ¿ где опубликовано 8 методик, • разработанных с непосредственна участием автора, среди 20 методик, охватывающих все стадии.нейтронно-ак^иваЦионньк измерений. Метрологическая экспертиза Методик выполнялась во ВНШФТРИ в соответствии с.установленными Правилами, научные Положения методик сббрйик& экспертйровалйсь межведомственной группой специалистов при организации 1-рй Всесоюзной школы. Тогда же впервые были разработаны рекомендаций rio планированию и технике нейтронно-ак-Тйвацшнного эксперимента [18]i существенным достижением была методика, посвященная выполнению Ьтносительных измерений нейтронных характеристик, 'получившая дальнейшее развитие в, практике использований oiíopiibix нейтронных Полей, было разработано й введено в практику нейтронных измерений понятйё активационного отношения С и нормйрованйого ёктиващонйого отношения С*, как основной исходной экспериментальной Информации прй относительных нейтронных■измерениях:

(12)

(13)

где 01 - активационное отношение для 1-го детектора, равное отношению активационных интегралов для 1-го детектора, облученного в исследуемом поле 'Т' и в опорном поле "О", "М"~ индекс монитора, облучаемого совместно с 1-м детектором. При соблюдении- идентичности детекторов, условий облучения и сравнений на компараторе активациойное отношение равно отношению, скоростей счета-.от детекторов на компараторе. Нормированные С*1 при сохранности спектра являются постоянными характеристиками исследуемого Поля и-могут храниться и уточняться в последующих измерениях.Такой подход позволил существенно повысить точность исследования рабочих полей, используя высокое качество результатов аттестованного опорного поля, в частности уравнение (1) ваписывается й виде;

где {?ю - расчетный активационный интеграл для опорного поля,

Другим способом доведения стандартизованных методик до потребителя была разработка и издание государственных .нормативных документов. В частности, стандартизованные ,'НАСИ (раздел £.2) в комплекте обязательной нормативно-технической документации сбДер-"' жат "Инструкцию по использованию набора НАШ" '(наборы НДС, АКН, АКН-Т1 ДКН), в которой■Изложена методика выполнения измерений .с набором и обработки результатов, Для набора АМОС разработан комплекс методик, охватывающий все стадий измерительного процесса, начиная.с организации и планирования эксперимента до получения нейтронных величин. Способ определения флюенса нейтронов, йоло-женный в основу одной Из методик, признан изобретением [163, Наиболее законченные методические разработки, имеющие принципиальное значение, изложены в государственных нормативных документах ГСИ: ГОСТ 8.483-83, Ш1393-86, МЙ18БЗ-88, МИ1931-88, ГОСТ 8.483-83 "Источники нейтронные На ядерно-физических установках образцовые" адресован метрологамвыполняюпщм аттестат образцовых Источников нейтронов. (Ой) на ядерно-физических установках (Я$У), в том числе на ядерных реакторах. ГОСТ устанавливает организационные и методические основы аттестации ОЙ. Необходимость такого документа была вызвана подключением к этим аттестационным . работам ведомственных метрологов е организациях, которым Госстандарт делегировал такие Функции, как головным в проблеме.

Примером организации метрологического обеспечения, нейтронных измерений-, где предусмотрена аттестация ОИ, является проблема радиационных испытаний аппаратуры. В МИ1У31-88 "НейтроНные поля для радиационных испытаний аппаратуры. Методика организации и выполнения измерений характеристик облучении объектов",регламентиропа-

о

ны правила и методы выполнения нейтронных измерений, даны нормы на характеристики нейтронного облучения, установлена структура метрологического обеспечения измерений. МЙ1853-В9 "Нейтронные радиометрические установки на основе нейтронно-активацйонного принципа измерений образцовые. Общие требования к созданию метрологической аттестаций", являются организационной и методической основой при аттестации радиометрических установок у потребителей и разработке конкр&тных методик выполнения измерений на установках. Принципиальное - значение МЙ1393-88 . "Характеристики реакторных нейтронных полей. Методика нейтрокиа-актквациошшх измерений заключается в комплексности данных методических указаний, их итоговом характере за значительный промежуток времени. МУ адресованы широкому кругу потребителей и устанавливают основные величины в. обчастА нейтронных измерений, методики их определения, способы расчета погрешностей,необходимые для трактовки результатов, справочные данные, рекомендации по-'планированию нейтронно-активационного эксперимента. Стандартизованные методические решения ив этих МУ.используются потребителями при разработке частных Методик измерений (методик предприятий),что обеспечивает их высокое качество и облегчает метрологическую экспертизу соответствующих документов. ' -

бажное место в системе методического обеспечения Нейтронных измерений ванимают стандартизованные методики предприятий, Такие методики разрабатываются с. учётом индивидуальных особенностей предприятия и проходят метрологическую'экспертизу, как правило, в рамках аттестации радиометрических установок Или опорных нейтронных полей (ОП). Основой для разработки таких методик служат государственные стандартизованные методики или каучнь!е методические разработки, которые конкретизируются, й нормативном документе (НД) предприятия. Типовыми НД являются ''Правила хранения и применения. "-обязательный документ в комплектах НД на ОСУ-ti, ИКО-П, Ой и. Olí (Таблицы б и 7) i где регл&ментйруются соответствующее методики выполнений Измерений.

Наиболее сложЯый вид методик - методики восстановления дифференциального спектра нейтронов,представляющие в своей основе разнообразные способы решения уравнений (1). Их ИсНытанйе, сравнение и анализ составляли одну из Основах вадач многосторонних сличений названных в разд.2.4. Именно выводи, полученйые в сличениях, позволили авторам И ЬольаоаатёлйМ различных Методик и Компьютерных программ восстановлений спектров внести в Них ко? ректнвы либо выбрать подходящую методику япА дальнейшего пользования. Наши разработки включали методику и ЭВМ-программу "Проспект-i" 1371 и детально разработанную методику для надтеНловой области Г383, Дальнейшее участие автора в разработках современных компмотерПых программ восстановления спектра было незначительным.

В конце 80-х годов актуальным стад вопрос гарантии и проверки сохранности во времени аттестованного спектра нейтронного поля. Опыт долговременного наблюдения за аттестованными полями показал, что в течении гарантированного срока сохранности спектра промежуточны)! и быстрых нейтронов (1-2 года) . возможно изменение Тепловой и надтепловой компонент поля, разработанный [173 способ позволил не только оперативно обнаруживать изменения, на уровне, 2-3%, .но и вносить коррекцию в аттестованный спектр без проведения. сложной и дорогостоящей переаттестации поля.. Метод основывается на использовании жестко регламентированного набора ДОКС (п.2.2.4). Модификации этого метода последние годы применяются в качестве методики контроля и НД на аттестованные поля. Для важной материаловедческой;задачи - ядерного легирований кремния был разработан способ контроля величины, непосредственно отвечающей за искомый радиационный аффект - активационного интеграла ядерной реакции легирования 30S1(n,r)31Si ■* Э1Р С143. Способ и сама система контроля были подготовлены и Испытаны для комплектации производственной линии на'реакторе ВВР-Д фНИФХИ.

О личном вкладе автора. Автор принимал непосредственное или определяющее участие в разработке методик, названных в данном разделе. Совместно с -В.П. Ярыной были разработаны принципы стандартизации методик для массового применений, подходы к проведению метрологической экспертизы методик и ее организация во ВНИИФТРИ. «•

2,6. КОНТРОЛИРУЕМЫЕ НЕЙТРОННЫЕ ШЛЯ

Контролируемое нейтронное поле (КНЙ) представляет собой приспособленную для реализации практической задачи область нейтронного поля реактора, аттестованную по Необходимым для этой задачи характеристикам, с метрологически обеспеченной системой поддержания, контроля и использевания данного поля. Под "приспособленным полем" следует понимать как конструкционное соответствие практической задаче (размеры каналов, облучательные контейнеры, системы теплоотвода м т.д.), так и возможность получения необходимого уровня и Характера облучения объектов (обеспечение желательного спектра нейтронов). Понятие КНП в современном виде было сформулировано в [393.

Основополагающий принцип аттестации нейтронных Нолей на реакторах заключается в создании на реакторе опорного поля нейтронов ОП в качестве образцовой мерй нейтронной величины и использование этой , меры для аттестации рабочих нолей данного реактора. Принципиальная работа в данном направлении [В] Дает теоретическое обоснование возможности такого вида измерений и рассматривает практические пути создания сети ОП на действующих реакторах. В своей окончательной формулировке ОП представляет собой фиксированную область нейтронного поля реактора, аттестованную по дифференциальному спектру'нейтронов. Эта характеристика является фун-

даменталыюй для нейтронного поля ядерного реактора, зная ее, можно определить любые нейтронные величины, необходимые при реализации любой практической "задачи.

С начала 70-х годов было разработано и введено в метрологическую практику понятие "образцовый источник нейтронов на ядерно-физической установке" - ОМ. Развитие этого понятия и накопленный практический опыт создания 0И на реакторах позволили разработать обобщающий нормативный документ ГОСТ 8.463-83 "Источники нейтронные на ядерно-физических установках образцовые. Основные положения и методика аттестации". СИ определен как образцовgo средство измерений плотности потока и фяюенса нейтронов включаа-щее: опорное поле нейтронов (ОП), средства мониторирования (СМ'; и функциональные средства измерений (ЗСМ), позволяющие реализоьы-вагь главную,метрологическую функцию 0И - передачу размеров единиц нейтронных величин рабочим нейтронным полям. Программа созлиния Ой на реакторах страны начала реалиьовываться с начала ?0-х годов, а в 80-х годах программа была расширена за счет аттестации ОП. Практическим результатом этой деятельности явилась сеть СИ и 0П, созданная на подавляющем большинстве исследовательских реакторов страны. В таблице 7 дан перечень реакторов и организаций, в которых были аттестованы ОН и 0П (в обозначениях и сроках первичной аттестации).

Значительно сложней оказалось разработать и внедрить в широкую практику технику относительных нейтронных измерений с использованием опорных полей. Наиболее значимые результаты создания системы контролируемых рабочих нейтронных полей (КРП) на реакторах приведены в работах [40-423. Аттестованные по спектру нейтронные поля реактора обеспечиваются единой для данного реактора системой мониторирования (набор детекторов-мониторов, радиометрические установки, методика мониторирования, аттестованные ыони-торные коэффициенты), средствами измерений, ориентированными на относительные нейтронные измерения, методикой и средствами контроля сохранности аттестованных характеристик.

В 1391 указан способ построения системы метрологического обеспечения нейтронных измерений для предприятия, имеющего несколько ядерных 'реакторов. Очевидно, что использование оперного поля, аттестованного на одном из реакторов для относительных нейтронных измерений на других реакторах,затруднено.из-за удаленности ОП, а при разнотипных реакторах «озможно резкое различие спектров, и в этом случае ОП не является характерным представил е-лем класса спектров другого реактора. В этом случае исходное .'а предприятии опорное иоле классифицируется как первичное. ■ а ч> других реакторах организуются вторичные оперные ноля - BOU, при аттестации которых в той или иной степени используется ОП. Признано целесообразным создавать ВОП даже на одном реакторе, при наличии зон с существенно отличающимися спектрами.

Таблица 7

Опорные поля и образцовые источники нейтронов на ядерных реакторах

Реактор Обозначение ОП, ОИ Предприятие Регион Год первичн. аттестации

ТИБР ОП-1 НИШ Лыткарино.М.о. 1981

БИР-2 ОП-2 ОИ-Р-18 ОИ-Р-17 ОЙ-Т-22 НИИЭФ Арзамас-16 1981 1987 1985 1986

БАРС ОП-3 ВШШ1 Челябинск-70 1985 .

РБТ-6 ОП-4 НИИАР Димитровград, Ульян.обл. 1985

ВВР-Ц ОП-5 ОИ-Т-24 фНИФХИ Обнинск, Кадуаск.обл. 1986 1985

БАРС-1 ОП-б 0И-Р-10 ЦФТИ Загорск, М.о. 1988 1078

ИРТ-Т ОП-8 ОИ-Р-12 НЖЯФ тпи Томск 1989 1987

ИРТ-2000 ОН-9 ОИ-Р-15 ИФ Саласпилс, Латвия 1989 1985

ИРТ-2000 ОП-Б ОИ-Т-Б ияияэ София,Болгария 1982 1982

БАРС Ш-Р-2 тт Лыткарино.М.о. 1Ö76

ИР-ЮТ ОК-Р-3 ОИ-Т-12 СВВМИУ Севастополь, Украина 1976 1986

иин-эм ОИ-Р-9 элз Ташкент, Узбекистан 1977

ИР-50 ОП-12 кикиэт Москва 1991

"Багульник ОТ-14 ВНИИТФА Москва 1993

ИР-50 ОИ'Р-11 И-т Крылова С.-Петербург 1985

ВВР-СМ ОИ-Р-14 ОИ-Т-23 и® Улугбек, . Узбекистан 1985 1989

ПРИЗ Ш-Р-19 цш Загорск,М.о. ' 1988

ИРТ-2000 ОИ-Р-27 МИФИ Москва 1988

ВВР-М ОП-7 ОИ-Т-29 ияи Киев,Украина 1989 1989

г

V Й

52

18

а 1

® л

Г1

•Н «1

о о Р1 о Н о»

Рабочие СИ и

нейтронные

поля

||

-4Ц

ОСИ потребит.

1/1

а

§

ОСИ исходные в пробл.

г!

•Tg я

шшЭ g ««¡L* -s KÄ®? Ol i l«0 b « l. N«а„s 4 ■

O a 5 n :

•a H — s

О » i ЙЧ OJ

Таким образом система контролируемых нейтронных полей реактора включает опорное поле (ОП или ВОП) и контролируемые' рабочие поля. С нашим непосредственным участием были созданы системы 1СНП на реакторах ВВР-Ц [423; ИР-50 [403; ИРТ-Т [413; СМ-2 и БОР [393. На рис.3 показаны спектры КПП реактора ВВР-Ц в соответствии с [423.

О личном вкладе автора. Автор принимал непосредственное участие в разработке техники и процедуры метрологического исследования нейтронных полей на реакторах и организации этой деятельности в системе Госстандарта. Первичная аттестация опорных нейтронных полей на большинстве реакторов страны (табл.7) выполнена под руководством или с определяющим участием автора. Концептуальное представление о системе контролируемых нейтронных полей было разработано и реализовывалось с определяющим участием автора п наиболее значимых реакторных центрах страны.

2.7. СИСТЕМЫ МЕТРОЛОГИЧЕСКОГО ОБЕСПЕЧЕНИЯ НЕЙТРОННЫХ ИЗМЕРЕНИЙ В КОНКРЕТНЫХ . , ПРАКТИЧЕСКИХ ЗАДАЧАХ

В предыдущих разделах детально рассмотрены пять основных элементов целостной системы метрологического обеспечения нейтрон-,,, кых измерений на ядерном реакторе, их разработка, состояние и развитие. Создание таких систем на предприятиях страны началась в начале 70-х годов и, постоянно совершенствуясь, продолжается до настоящего времени. Организацинно-методические принципы такой деятельности для любых нейтронных-измерений, включая реакторные,., были изложены в принципиальной работе [33, где приводится, перспективная государственная поверочная схема. Конкретизирует эти принципы для нейтронных измерений на реакторах ГОСТ 8.483-83 "Источники нейтронные на ядерно-физических установках образцовые". В [2] изложен принцип создания системы метрологического обеспечения нейтронных измерений на реакторе, основанный на использовании опорного нейтронного поля ОП. В методических указаниях МИ 1853-88 "Нейтронные радиометрические установки..." предусмотрен случай построения системы на предприятии, не обладающем собственным ядерным реактором, когда измерения выполняют на выезде в арендованных нейтронных полях, опираясь на измерительный комплекс - нейтронную радиометрическую установку (УРН). Таким образом реально существующие на предприятиях системы метрологического обеспечения нейтронных измерений классифицируются на три вида:

- система, основанная на образцовом источнике нейтронов На ядерном реакторе ОИ;

- система, основанная на опорном нейтронном поле ОП;

- система, основанная на измерительном комплексе УРН.

Система, основанная на ОИ, наиболее жестко регламентирована. При - использовании рабочих полей применяются средства и методы из состава ОИ. Детально разработаны два типа образцовых источников на реакторах: Ой-Р и ОИ-Т. Наиболее представительны!,1г является ОИ-Р - образцовый Источник, обеспечивающий испытания и исследования радиационной стойкости изделий электронной техники. ОИ-Т обеспечивает измерения в области тепловых и надтепловых нейтронов в рамках многих практических задач, что отражается при конкретизации его состава. В табл. 7 указано большинство предприятий, на которых были созданы системы, опирающиеся яа ОИ.

Система, основанная на ОН, более гибкая и универсальная. Опорное поле нейтронов Ш, аттестованное по дифференциальному спектру, как правило во всей, энергетическом диапазоне, позволяет, варьируя состав привлекаемых нейтронно-активационных средств иэ--мерёний.НАСИ, средств измерения активности и методическое обеспечение, решать разнообразные практические задачи. В табл. 7 указаны предприятия, где реализована данная система.

Система, основанная-на измерительном комплексе УРН, представляет собой . сочетание набора НАШ и радиометрической установки для измерения активности детекторов. В простейшем практическом случае это . было сочетание радиометрической установки типа ОСУ-I1 с набором серных мониторов, оснасткой и методикой выполнения измерений. Такой комплекс обеспечивал монкторнрОЕание флаенса нейтронов с энергией больше 3 Мз8. 3 Солее сложных случаях комплекс представлял собой радиометрическую устанозку типа МКО-II и спектрометрический набор НАСИ, увязанный методикой выполнения измерений. Задачей такого комплекса была аттестация используемых потребителем нейтронных полей по спектру. • Такие системы были созданы на трех предприятиях.- . '

■ Фундаментальными разработками, имеющими большое практическое еначение, были система метрологического обеспечения нейтронных измерений в проблеме испытаний и исследования радиационной стойкости изделий электронной техники и система обеспечения нейтронных измерений в реакторном материаловедении.

Проблема испытаний и исследования радиационной стойкости изделий электронной техники и электротехники затрагивала интересы «погих ведомств й реализовывалась в различной степени на большинстве исследовательских реакторов страны. Учитывая оборонный характер проблемы, обеспечение единства нейтронных измерений приобретает особо актуальный характер. Метрологические разработки в рамках данной проблемы началась в 70-е годы и закончились созданием государственной системы метрологического, обеспечения нейтронных измерений в конце 80-г годов. Итоговым нормативным документом явились Ш 1931-88 "Нейтронные поля для радиационных испытаний аппаратуры. Методика организации и выполнения измерений ха-

рактеристик облучения объектов". Регламентированная здесь структура метрологического обеспечения (рис.4) показывает взаимодейс-.тьие специализированных средств измерений различного метрологического ранга. Определена метрологическая роль головного в проблеме предприятия, решены вопросы контроля Головным заказчиком и арбитража. В оснащение головного в проблеме, предприятия введен (разработан и создан) Рабочий эталон единиц плотности потока и фдюенса нейтронов для ядерно-физических установок (ВЭТ-51-1-87). Разработанная система метрологического обеспечения нейтронных измерений стала первым примером комплексного решения всех вопросов организации и выполнения нейтронных измерений в крупной народнохозяйственной проблеме. Реальным практическим выходом внедрения системы в стране явилось достижение согласуемости результатов исследования радиационной стойкости у многочисленных экспериментаторов, а впервые разработанные метрологические подходы стали примером при рецении других проблем, связанных с нейтронными измерениями.

Другая крупная проблема - реакторное материаловедение связана с применением самых мощных исследовательских реакторов и использованием больших (более 101бн/см2) фдюенсов нейтронов.

Головное в этой проблеме предприятие НИИ атомных реакторог,' обладающее группой разнотипных мощных реакторов, выполняет основную часть облучений материаловедческих объектов в стране, поэтому разработанная система метрологического,обеспечения нейтронных измерений для реакторного материаловедения создана в НИИАР. Основой этой системы является Метрологический центр нейтронных измерений (ЩНИ-НИИАР), созданный в результате выполнения серии метрологических работ (1980-1989 гг.) и являющийся по сути специализированной метрологической службой ведомства. Оснащение и квалификация ЩНИ позволяют выполнять регламентированный перечень метрологических работ и непосредственно обеспечивать нейтронные измерения в материаловедческих исследованиях. Именно в связи с созданием данной системы метрологического обеспечения было разработано понятие "вторичных опорных полей" (ВОП) и реализовано в ЩНИ [393, С точки зрения законодательной метрологии появление такого метрологического объекта как МЦНИ не имеет аналогов и Потребовало индивидуального юридического решения Госстандарта и ведомства (МСМ). В качестве основного нормативного документа, устанавливающего права и регламент деятельности МЦНЙ в 1989 г. был разработал "Паспорт ОДНИ" и утвержден Госстандартом и МСМ. В 1995 году ЩНИ-НИИАР был аккредитован в новой государственной системе лабораторий радиационного контроля (ЛРК) и зарегистрирован в Госреестре ЛРК.

3. ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ РАБОТЫ

1. Разработана концепция метрологического обеспечения нейтронных измерений на ядерных реакторах в практических задачах. Установлены принципы и подходы к организации систем метрологического обеспечения у потребителей, новые специфические понятия, основные элементы метрологического обеспечения и их ' взаимоссязь. Принципиальным является требование комплексности реализации всех элементов системы в какдой конкретной разработке.Концепция реаы-зозана при создании систем метрологического обеспечения на большинстве исследовательских реакторов страны, что реально способствовало достижению единства нейтронных измерений.

2. Во ВНИИФТРИ для нукд народного хозяйства страны организован и осуществляется централизованный выпуск стандартизованных нейтронно-активационных средств измерений. Основой его являются многочисленные научно-технические разработки нейтронно-активационных детекторов и оснастки, создание технологической и аттестационной базы их производства, нормативное и методическое обеспечение.

3. Обеспечение потребителей стандартизованными справочными данными решено выпуском постоянно совершенствуемых библиотек сечений реакций активации (последний в виде файла ГСССД-131-88), библиотек'классифицированных реакторных спектров (ВКС-1, БКС-2), рекомендаций справочных данных в сопроводительных документах на наборы НАСИ. Существенным для экспертизы данных и'разработки рекомендованных сечений явился предложенный метод экспериментального определения средних сечений реакций в спектре нейтронов деления урана-235. Серия исследований с применением этого метода позволила дополнить и уточнить таблицы оцененных средних сечений и с большей достоверностью выполнять оценку и экспертизу энергетической зависимости сечений реакций активации.

4. Единство измерений активности облученных нейтронно-активационных детекторов основано, во-первых, на создании сети специализированных образцовых радиометрических установок (ИКО.УРН.ОСУ) непосредственно у потребителей, обеспеченных процедурами государственной метрологической аттестации, контроля и метрологического обслуживания и, во-вторых, централизованным выпуском специализированных мер активности - имитаторов активированных детекторов, позволяющих реализовать при измерениях активности метод замещения. Образцовые СИ потребителей опираются на созданные во В.'й-ИФТРИ исходные образцовые СИ (измерительные комплексы ОСУ-I и ИКО-1).

5. Методическое обеспечение нейтронно-активационных измерений, • доводимое до конкретного потребителя, включает: во-первых, стандартизованные методики, разработанные и изданные в виде государственных нормативных документов; во-вторых, прошедшие межведомственную экспертизу с участием ВНИМФТИРЙ частные методики, адресовать? широкому кругу потребителей, изданные в виде сборника

рекомендованных методик или отдельных изданий, выпускаемых ВНИИФ-ТРИ; в-третьих, отдельные методики предприятий,- аттестованные в установленном порядке. Существенным является разработанный метод активадаонных отношений, различные вариации которого использованы во многих частных методиках.

д. На большинстве исследовательских реакторов страны создана сеть опорных нейтронных полей (СП) и образцовых источников нейтронов (Ой), служащих мерой нейтронной величины непосредственно на реакторе и обеспечивающих возможность массовой аттестации рабочих полей на нем. На этой основе создается сеть ККП (контролируемых нейтронных полей).на реакторах, представляющих собой совокупность опорного поля и аттестованных рабочих полей, увязанную единой системой поддержания, контроля и использования этих полей в интересах радиационного материаловедения.

Конечная цель выполненных метрологических разработок.и их внедрения на предприятиях заключалась в создании на каждом предприятии индивидуальной системы метрологического, обеспечения нейтронных измерений, оптимальной для решения конкретной матермало-ведческой задачи, • "

Наиболее значимой метрологической разработкой явилась государственная система метрологического обеспечения нейтронных измерений в проблеме испытаний к исследований радиационной стойкости аппаратуры и ее элементов. Ее структура^ регламентированная в МИ1931-88, устанавливает взаимосвязь практикуодйх предприятий, головного в проблеме, метрологических и контролирующих органов.

Значительна достижение^ последних лёт явилась система метрологического обеспечения нейтронных, измерений в проблеме реакторного материаловедения, ориентированная на головное в этой проблеме предприятие страны - НИИ атомных реакторов, обладающих группой мощных разнотипных исследовательских реакторов. Система основывается на специально созданной и оснащенной метрологической службе - Метрологическом центре нейтронных измерений НИЙАР, аккредитованной Госстандартом России.

4. ЛИТЕРАТУРА

СОДЕРЖАНИЕ ДИССЕРТИЦИИ ОПУБЛИКОВАНО В СЛЕДУЮЩИХ РАБОТАХ АВТСРА:

1. Р.Д. Васильев, Е.И. Григорьев, Г.А. Дорофеев, В.П. Ярына. Метрология нейтронных измерений на ядерно-физических установках в, СССР, Веб. Метрология нейтронных измерений ка ядерно-физических установках. Материалы I Всесоюзной екоды. Т.1.М.. ЦНИИатоминформ, 1S76, с. 9.

2. Е.И. Григорьев, В.П. Ярына. Опорные нейтронные поля в системе метрологического обеспечения нейтронных измерений на ядерно-физических установках. Измерительная техника. 1980, Н2, с. 57.

3. В,П. Ярына, В.Т. Цеболев, Е.И. Григорьев, S.A. Рамендкк. Государственная система метрологического обеспечения нейтронных измерений в СССР.. В сб. III Всесоюзного совещания по метрологии нейтронного излучения на реакторах и ускорителях, Т.1, м.»

- ЩШатдаикфоры, 1980, с. 3.4. Е.И. Григорьев. Вопросы метрологии рабочих нейтронных измерений,. Там же, с. 65.

5. ¡O.K. Врегадзе, Е.И. Григорьев и др. Обеспечение единства нейтронных измерений в радиационном материаловедении на исследовательских реакторах. Измерительная техника. 1937, N2, с. 51.

6. Е.И. Григорьев, В.П. Ярына. Средства нейтронных измерений для ядерных реакторов. Измерительная техника. 1980. N9, с.61.

7. Н.В. Гадиев, Е.И, Григорьев и др. Фонд исходных образцов, нейт-ронно-активационных веществ. Измерительная техника. 1982, КЗ, с. 68.

8. Е.И. Григорьев, Г.В. Тарковский, В.П. Ярына. Применение композиционных детекторов в нейтронно-активационной спектрометрии. В кн. Методы и аппаратура для точных измерений параметров йо-

, нкзкрукяцих излучений. . СВ. научных трудов ВНИйФТРИ. М., 1984, с. 84.

9. Е.Й. Григорьев, В.П. Ярына. О влияния борных экранов на Оказаний пороговых детекторов. В кн. Методы и аппаратура для точных кзяерекйп'' параметров ионизирующих Излучений. СО. научных трудов ВНЙКФТРЙ. М. % 19.81, С. 20. .

10.Е.И. Григорьев» B.C. 1роши, В.П. Ярына. Кейтронко-актквацион-шй детектор t:a основе реакции - 204Pö(n,nV)Z04mPb. ВАНТ. Сер.ЯК, 1988, вып. 3, с. 30.

11.Е.И. Григорьев. Модернизация наборой иейтронно-активациокнкх детекторов. V Всесоюзное совещшше по метрологии нейтронного излучения на реакторах й ускорителях. Тезисы докладов. М., изд. НПО "ВННЙФТРИ", 1990, <¿.63.

12.Е.И. Григорьев, В.П. Ярына. Нейтроннэ-aKfйвацйойные Измерений в интенсивных полях реакторного излучения. Измерительная техника; 198ВMl, с. 36.

13.В.Д. Севастьянов, В.П. Ярына, Е.И. Григорьев и др. Делящийся комплект нейтронный. Авт. свидетельство N741663, 1980.

14.Е.И. Григорьев, .Ю,А; Мелехин,. В.П. Ярына и др. Способ нейтронного контроля технологического процесса ядерного легирования кремния. Ант., свидетельство N 1314832, 1987.

15.3.Л. Демская, Т.И. Прохорова, Е.И. Григорьев и др.. Жаростойкий состаз активационных детекторов для больших флюенсов нейтронов. Авт. свидетельство N1340372, 1987.

15.Е.И. Григорьев, В.П. Ярына и др. Способ определения флюенса нейтронов.Авг, свидетельство N1384034, 1987.

17.Н.В. Абрамов,. Е.И. Григорьев и др. Способ контроля спектра нейтронов.в ядерном реакторе. Авт. свидетельство N1445422, 1988.

18.Р.Д.Васильев,Е.И.Григорьев,В;П.Ярына.Некоторые аспекты нейтронно-активационных измерений.В сб.Метрология нейтронных измерений на ядерно-физических .установках, Материалы 1 Всесоюзной школы. Т Л, М., ЦНИИатомикформ, 1976, с. 41.

19.Е.И.Григорьев.Нейтронно-активационные детекторы.Состояние и перспективы .'Измерительная техника, 1995 ,с.

20. Е.И. Григорьев,М,И.Дмитриев,В.Д. Севастьянов.Малогабаритные .бор--ные экраны для .нейтронных измерений.1Y Всесоюзное совещание по метрологии нейтронного .излучения на реакторах, и ускорителях. Гезисы докладов.М.,изд.ВКИИФГРИ,1985.С.31.

21.Е.И.Григорьев,В.А.Давиденко и др.Нейтронно-активационный детектор на основе реакции z37Np(n,f)140Ва.Там же.с.24. .

22.Р.Д.Васильев,Е.И.Григорьев и др.Сличения на ядерном реакторе в СССР.Proceedings of the 1-st ASTM-EVRATOM symposium on realtor dosimetry.EUR 5667e/f.Petten,1977.Part I,p.823. '

23.В.П.Ярына,Е.И.Григорьев,В.С.Трошин и др..Нейтронно-активацией-ные детекторы для реакторных измерений.Сечения реакций взаимодействия нейтронов с ядрами.РНМФ-87.Таблицы стандартных справочных данных.ГСССД-131-88. •

24.Е.И.Григорьев,В.П.Ярына.СеЧенйе реакции 199Hg-(n,ft* )199mHg- для использований в нейтронно-активационных измерениях. ВАНТ. Сер. Ядерные контакты.1984.Вып.3(57),С.19.

25. Е. И.Григорьев')Г.Б. Тарновский,В. П. Ярына. Измерения средних сечений пороговых реакций для нейтронов деления урана-235.В сб.Нейтроннная физика.Материалы V! Всесоюзной конференции,2-6 окт. 1983,Кйев.М. ,ЦНШатоминформ, 1984. Т.З.с. 187.

26.Е.И.Григорьев,В.П.Ярына.Средние сечения реакций в спектре деления урана-235.Атомная энергия.1977,вып.4(43),с.279.

27.Е.И.Григ орь ев J0.А.Мелехин,В.П.Ярына.Интегральные сечения реакций 5lV(n, )4SSc,93Nb(n,2n)92l11Nb,90Zr(ri,2n)89Zr.BAHT.Cep.Ядерные константы. 1987, вып. 3, с. 27.

28.Е.И.Григорьев,Ю.А.Мелехин,В.С.Трошин,В.П.Ярына.Измерение и оценка средних сечений реакций 64Zri(n,p)69Cu, 90Zr(n,2n)8 Zr, mCd(n,n' )lllmCd для нейтронов деления урана-235. ВАНТ. Сер. Ядерны',- контакты. 1989, вып. 3, с. i 17.

29.А.А.Бойцов. Е.И.Григорьев, В.С.Трошин. В.П.Ярина. Измерение и оценка среднего сечения реакции 89Y(n,2n)88Y для нейтронов деления урана-2S5.ВАНТ.Сер.Ядерные константы.1992,вып.1,с.55. 30.Р.Д.Васильев,Е.И.Григорьев и др.Характеристики резонансных реакций активации.В сб.Метрология нейтронных измерений на ядерно-физических установках.Материалы 1 Всесоюзной школы. Т. 1,М. ,ЦНИИатоминформ,1976,с.41.

31.Р.Д.Васильев,Е.И.Григорьев,Г.Б.Тарновский.Значения эффективных пороговых энергий й сечений реакций активации и деления.Там же,с.218.

32.Г.А,Борисов,Р.Д.Васильев,Е.И.Григорьев и др.Библиотека групповых сечений пороговых реакций (БГС-1).Там же,с.194.

33. Р. Д.Васильев,Е.И.Григорьев,Г.Б.Тарновский.Библиотека классифицированных спектров нейтронов в интервале энергий 0,5эВ-18МэВ (БКС-1) Лам »е,с. 226.

34.Е.И.Григорьев,0.Н.Колерова и др. Библиотека классифицированных спектров нейтронов БКС-2.В сб.Материалы Ш Всесоюзного совещания по метрологии нейтронного излучения на реакторах и ускорителях. Т. 2,М. ,ЦНИИатоминформ,1983,с.г1б.

35.С.Ю.Антропов,Х.Я.Бондаро,Е.И.Григорьев и др. Стандартизация справочных данных для нейтронно-активационных измерений. V Всесоюзное совещание по метрологии нейтронного излучения на реакторах и ускорителях. Тезисы докладов. М..иэД.НГО "ВНЙИФТ-РИ".1990,с.148.

36.Е.И.Григорьев,С.Ю.Ноздрачей,В.П.Ярина. Оценка спектра деления урана-235 по результатам интегральных экспериментов. Атомная энергия. 1978,вып.3,45.

37.Е.И.Григорь ев, С. Ю.Ноздрачев,Г.Б.Тарновский,В.П.Ярына. Метод восстановления спектра нейтронов в диапазоне энергии 0,5эВ-18МэВ ПРОСПЕКТ-1. Техника,технология,экономика. Межотраслевой реферативный сборник. Сер. Т, 1980, N49. ИНИИатокГин-

. форм.И РД-16/110.

38.Е.И.Григорьев,Г.Б.Тарновский. Комбинированный метод восстановления спектра надтепловых нейтронов по результатам активацион-ных измерений. Там же, N РД-16/109.

39. А. А.Бойцов,ЕЛ.Григорьев и др. Система контролируемых нейтронных полей на реакторах.НИИАР. измерительная техника,1995, Н 8 с.62. ' ■

40.С.В.Буторин,Е.И.Григорьев и др. Нейтронные поля для высокоточных исследований на реакторе ИР-50. V Всесоюзное совещание-то метрологии нейтронного излучений , iki реакторахки'Л'оксрител1г')';> Тезисы докладов. М. ,изд.НП0"ВНИИФТРИ",199О';с: Ш7СР'-"

41. В.И. Веников,Е.И.Григорьев и др, Исследование нейтронных нолей реактора ИРТ-Т. Тт же,с.173.

42.Е.И.Григорьев.Д.Ф.Киреев и др. Системя контролируемых нейтронный полч*1 для задач ядерной технологии па реактор" РВР-Ц. Лтсмнач Энергия. 1990,т.68,вып.2,с.131.