автореферат диссертации по приборостроению, метрологии и информационно-измерительным приборам и системам, 05.11.15, диссертация на тему:Создание и исследование системы моделирующих опорных полей нейтронов на исследовательских ядерно-физических установках

Государственное предприятие «Всероссийский Ордена Трудового Красного Знамени научно-исследовательский институт физико-технических и радиотехнических измерений» (ГП ВНИИФТРИ)

На правах рукописи УДК 389:539.1.07:621.039.531

РГ5 ОД

Севастьянов Василий Дементьевич

2 7 ДЕК т%

СОЗДАНИЕ И ИССЛЕДОВАНИЕ СИСТЕМЫ МОДЕЛИРУЮЩИХ ОПОРНЫХ ПОЛЕЙ НЕЙТРОНОВ НА ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ ЯДЕРНО-ФИЗИЧЕСКИХ УСТАНОВКАХ.

05.11.15 - метрология и метрологическое обеспечение

05.11.10 - приборы и методы для измерения

ионизирующих излучений и рентгеновские приборы

Автореферат

диссертации на соискание учёной степени доктора технических наук

>

, "/ С-1

Москва - 2000 г.

Работа выполнена в ГП «Всероссийский ордена Трудового Красного Знамени научно-исследовательский институт физико-технических и радиотехнических измерений».

Официальные оппоненты:

Доктор физико-математических наук, профессор Крамер-Агеев Е.А.

Доктор технических наук, профессор Генералова В.В.

Доктор физико-математических наук Чувилин Д.Ю.

Ведущая организация - Научно-исследовательский институт приборов

J У £1/

Защита диссертации состоится « 0 » _2000 г.

J 4

в * ' час на заседании диссертационного совета Д.041.02.01 в ГП ВНИИФТРИ» по адресу:

Московская область, Солнечногорский район, п. Менделеево

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ГП «ВНИИФТРИ».

Отзыв на автореферат просим направить по адресу: 141570, п/о Менделеево, Солнечногорского района, Московской области, т.т. (095) 535-93-85, 535-93-01

jv У

Автореферат разослан __2000 г.

Учёный секретарь rfr,j

диссертационного совета v*^ Иванова Ю.Д.

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ.

АКТУАЛЬНОСТЬ РАБОТЫ.

Ядерно-физические установки ЯФУ нашли применение для решения лирокого круга научно-технических задач: от проведения фундаментальных ейтронных исследований и радиационных испытаний материалов и узлов азрабатываемых ядерных установок, радиоэлектронной аппаратуры и образов военной техники до калибровки радиометрической и дозиметрической ппаратуры систем управления и защиты ядерных установок и медицинского рименения. Во всех случаях применения ЯФУ достоверное знание характе-истик нейтронного излучения, таких как энергетическое распределение, лотность потока и флюенс нейтронов, является обязательным для успешно-о решения практических задач.

Специфические условия измерений на ЯФУ (широкий диапазон энергии интенсивности нейтронного излучения, высокий уровень радиации, повы-ленные температуры, малые габариты и труднодоступность мест измерений др.) потребовали разработки специального метрологического обеспечения ейтронных измерений на ЯФУ. К концу 80-х годов усилиями ведущих пред-риятий страны (ВНИИФТРИ, МИФИ, ФЭИ, ВНИИЭФ и др.)* в целом была оздана Государственная система обеспечения единства нейтронных измере-ий на ЯФУ. Осноьу этой системы составили:

- активационный метод нейтронных измерений как наиболее полно довлетворяющий специфическим условиям измерений на ЯФУ;

- государственный специальный эталон (ГСЭ) как организационно-1етодическая и метрологическая база измерений;

- опорные нейтронные поля и образцовые источники нейтронов на ЯФУ ак основа метрологического обеспечения нейтронных измерений на кон-ретных ЯФУ.

Тогда же стала очевидной необходимость оптимизации нейтронных из-[ерений на ЯФУ для широкого круга научно-технических задач, в которых дерные установки применяются для моделирования реальных условий облу-ения в практических задачах. По существу была поставлена задача упро-гить (снизить трудоёмкость и стоимость) процедуру нейтронных измерений ля обеспечения практических задач и создать систему моделирующих нейронных полей, позволяющую систематизировать и единообразно трактовать езультаты радиационных исследований, выполняемых на различных ЯФУ, в

Например:

Ярына В.П. «Разработка государственной системы обеспечения единства нейтронных измере-ий на ядерно-физических установках». Диссертация на соискание ученой степени д.т.н., М.

т.

Трошин B.C. «Спектрометрия нейтронов ядерно-физических установок интегрирующими ¡текторами». Диссертация на соискание ученой степени д.т.н., М., 1993. Колесов В.Ф. Вопросы управления, безопасности и метрологии в области апериодических ипульсных реакторов. ВАНТ, Сер: Физика ядерных реакторов, 1998, вып.2, стр.27-61.

том числе и зарубежных. Именно разработке такой системы моделируюш опорных полей и посвящена настоящая диссертационная работа.

ЦЕЛЬ РАБОТЫ

Основная цель настоящей работы заключалась в создании и исследов нии системы моделирующих опорных полей нейтронов (МОП) как систа метрологического обеспечения нейтронных измерений на ЯФУ, преднази ченной для воспроизведения размера единиц нейтронных величин непосре ственно на заинтересованных в решении научно-технических проблем пре приятиях, с точностью, близкой к точности воспроизведения единиц на ГС Для достижения указанной цели работа проводилась в двух направления создание МОП, разработка комплекса средств и методов для исследован! нейтронных характеристик; модернизация ГСЭ.

НАУЧНАЯ НОВИЗНА РАБОТЫ

1. Впервые предложено и обосновано применение системы модел рующих опорных полей нейтронов на исследовательских ЯФУ для метрол гического обеспечения нейтронных измерений при решении научн технических задач, имеющих государственное значение.

2. Предложен и реализован метод формирования априорного спектра виде суперпозиции оптимального количества физически обоснованных спе тров нейтронов при восстановлении спектра нейтронов на ЯФУ: спектра д ления, спектров неупругого рассеяния, спектра максвелловских тепловь нейтронов и спектра замедления в форме Ферми.

3. Разработаны и реализованы методы проверки физической обоснова! ности формирования априорного спектра нейтронов на ядерных реактора метод с применением физики деления ядра, метод с использованием инт тральных сечений дозиметрических ядерных реакций в наиболее изученнь полях нейтронов (Benchmark Neutron Fields), а также метод, основанный f закономерностях взаимодействия нейтронов с материалом элементов коне рукции реактора, ответственных за формирование спектра нейтронов.

4. Разработан комплекс средств и методов для измерений энергетическ< го спектра нейтронов в широком диапазоне энергии от тепловых до соте мегаэлектронвольт. Введены в практику нейронных измерений делительнь детекторы 236U, 238Pu, 240Pu,241 Am, а также делительные трековые детекторы диафрагмой с сотовой системой отверстий. Достигнутая погрешность изм< рения скоростей реакций деления в детекторах составляет 1 + 2,5 % (Р=0,95)

Разработанный комплекс средств измерений был использован для согл; сованного с эталоном воспроизведения размера единиц в моделирующи опорных полях нейтронов, для измерения энергетического спектра нейтроне на орбитальной станции МИР и для детального измерения характеристик вь сокоинтенсивного генератора нейтронов с энергией 14 МэВ СНЕГ-13.

5. Предложен "и апробирован метод предварительного замедления не{ тронов с энергией 14 МэВ в материалах, содержащих тяжёлые элемент!

фан, свинец) в источниках тепловых нейтронов, создаваемых на базе нейронных генераторов.

ПРАКТИЧЕСКАЯ ЗНА ЧИМОСТЬ И ВНЕДРЕНИЕ

РЕЗУЛЬ ТА TOB РАБОТЫ

Практическая значимость выполненной работы состоит в создании в РФ ункционирующей системы моделирующих опорных полей нейтронов на сследовательских ЯФУ, отвечающей современным потребностям практики ейтронных измерений при решении актуальных научно-технических задач, недрение в практику результатов выполненных исследований позволило: эздать систему моделирующих нейтронных полей на ЯФУ (15 МОП); соз-ать в ЦФТИ МО (г. Сергиев Посад) вторичный эталон единиц плотности отока и флюенса нейтронов и обеспечить функционирование вторичного талона во ВНИИП (г. Лыткарино); создать центры нейтронных измерений с ЮП в ряде научно-исследовательских институтов - ВНИИЭФ (г. Саров), НИИ автоматики, институт ядерных реакторов «Курчатовский институт, 1ИФИ, НИИ импульсной техники, ВНИИ геоинформсистем, Энергетиче-шй институт им. Кржижановского (г. Москва), ФЭИ (г. Обнинск) и др.; раз-аботать комплекс средств и методик выполнения измерений для вторичного талона в метрологическом центре МО РФ.

ОСНОВНЫЕ ПОЛОЖЕНИЯ, ВЫНОСИМЫЕ НА ЗАЩИТУ

1. Созданная система моделирующих опорных полей (МОП) нейтронов эеспечивает единство и требуемую точность нейтронных измерений на ФУ в РФ при решении широкого круга научно-технических задач, таких как здиационное испытание материалов, аппаратуры и объектов военной техни-й, градуировка радиометрической и дозиметрической аппаратуры систем правления и защиты ядерных реакторов, проведение фундаментальных нейронных исследований.

2. Модернизированный государственный специальный эталон единиц ютности потока и флюенса нейтронов (ГСЭ) обеспечивает воспроизведение 1иниц на уровне современных требований практики нейтронных измерений а ЯФУ в РФ.

3. Созданный комплекс измерительных средств обеспечивает согласо-шное с ГСЭ воспроизведение размера единиц плотности потока (и флюенса) гйтронов в моделирующих опорных полях ЯФУ при их аттестации.

4. Предложенное описание спектра нейтронов в МОП ядерных реакто-IX в виде суперпозиции физически обоснованных спектров обеспечило воз-ожность моделирования энергетических спектров на ядерном реакторе в ютветствии с требованиями решаемых научно-технических задач, оптими-щию процесса измерения характеристик полей нейтронов на ядерных реак->рах, сопоставление нейтронных характеристик создаваемых МОП и их ана-згов, систематизацию данных о характеристиках полей нейтронов на иссле-эвательских ядерных реакторах как в РФ, так и за рубежом.

5. Созданный комплекс высокочувствительных средств и методов из мерения нейтронных характеристик в смешанных нейтронно-протонных по лях обеспечил возможность измерить энергетический спектр нейтронов внут ри орбитальной станции МИР в широком диапазоне энергии нейтронов \ оценить мощность эквивалентной дозы на станции.

АПРОБАЦИЯ РАБОТЫ . Материалы диссертации докладывались на 3-, 4-, 5-Всесоюзных совещаниях по метрологии нейтронного излучения на реакторах и ускорителях е 1983-1990 гг, на международном симпозиуме «Стандартные образцы в системе метрологического обеспечения качества материалов, здравоохранения ^ охраны окружающей среды» 25-28 сентября 1979 г., на рабочем совещании с международным участием «Применение нейтронов ядерных реакторов в лучевой терапии. Состояние и перспективы.» 17-19 октября 1995 г., на 6-ом международном симпозиуме по радиационной физике в Марокко 18-22 июля 1994 г., на VII Российской научной конференции «Защита от ионизирующих излучений ядерно-технических установок» 22-24 сентября 1998 г. (г. Обнинск), на 3-ей конференции по апериодическим импульсным реакторам во ВНИИЭФ 19-21.11.1985 г., на XI конференции по космической биологии и авиакосмической медицине 22-26 июня 1998 г. (Москва), на рабочей группе по измерению вторичных нейтронов в космосе в Хьюстоне 28-30 сентября 1998 г. (Техас), на Харитоновских чтениях «Импульсные ядерные реакторы на пороге XXI века» 03-07 апреля 2000 г., а также опубликованы в ряде ведущих периодических научно-технических изданиях: «Приборы и техника эксперимента», «Атомная энергия», «Измерительная техника», «Космические исследования», «Вопросы атомной науки и техники», «Технический прогресс в атомной промышленности» и др.

Материалы диссертации опубликованы в 85 работах (10 из которых авторские свидетельства).

ЛИЧНЫЙ ВКЛАД АВТОРА

Настоящая диссертация связана с планом научно-исследовательских работ лаборатории нейтронных измерений ГП ВНИИФТРИ и является логическим развитием кандидатской диссертации автора, защищенной в 1979 г. на тему «Разработка стандартных детекторов нейтронов с делящимися изотопами». Являясь научным сотрудником, а затем начальником лаборатории, автор принимал активное участие во всех научно-исследовательских работах лаборатории.

Определяющим автор считает своё участие в разработке системы моделирующих опорных полей нейтронов на исследовательских ЯФУ, предназначенных для метрологического обеспечения нейтронных измерений при решении ряда важных научно-технических задач, в модернизации государственного специального эталона единиц плотности потока и флюенса нейтронов и в

исследовании характеристик поля нейтронов внутри пилотируемой орбитальной станции МИР.

СТРУКТУРА И ОБЪЁМ РАБОТЫ

Диссертация состоит из введения, 6 глав, заключения, изложенных на 250 листах машинописного текста, списка использованной литературы из 174 наименований, приложения и содержит 47 рисунков, 53 таблицы. Общий эбъём работы 467 страниц.

ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обоснованы актуальность темы, цель и задачи исследований, в краткой форме дана общая характеристика работы, показана научная новизна и практическая значимость полученных результатов, содержится перечень задач, решаемых в диссертации, сформулированы основные положения, выносимые на защиту.

В главе 1 «МОДЕРНИЗИРОВАННЫЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ СПЕЦИАЛЬНЫЙ ЭТАЛОН ЕДИНИЦ ПЛОТНОСТИ ПОТОКА И ФЛЮЕНСА НЕЙТРОНОВ - КЛЮЧЕВОЕ ЗВЕНО В МЕТРОЛОГИЧЕСКОМ ОБЕСПЕЧЕНИИ НЕЙТРОННЫХ ИЗМЕРЕНИЙ НА ЯДЕРНО-ФИЗИЧЕСКИХ УСТАНОВКАХ» рассмотрены вопросы модернизации эталонных источников нейтронов II радиометрического комплекса ГСЭ, а также методы воспроизведения размера единиц плотности потока (и флюенса) нейтронов с энергией 14 МэВ.

ГСЭ был создан в 1973 г. и переутверждён в 1980 г. Автор работы участвовал в работе по созданию ГСЭ с 1970 г., с 1980 г. является учёным-хранителем и руководителем работы по поддержанию и модернизации ГСЭ.

ГСЭ является ключевым звеном Государственной схемы для средств измерений плотности потока и флюенса нейтронов на ЯФУ (рис.1).

Из приведённой схемы видно, что метрологическое обеспечение нейтронных измерений в полях излучений ЯФУ основано на принципе создания вторичных эталонов и эталонных средств измерений (источников и радиометров нейтронов) непосредственно на этих установках.

ГСЭ включает в себя: источники моноэнергетических нейтронов с энергией 14 МэВ и тепловых нейтронов, созданных на базе статических нейтронных генераторов; комплекс радиометрической и нейтронной аппаратуры; комплект средств и методов измерений для воспроизведения размера единиц плотности потока (и флюенса) нейтронов как на ГСЭ, так и в МОП, а также файлов стандартизованных справочных данных, необходимых для определения энергетического спектра и флюенса нейтронов.

Однако, отдельные системы и узлы ГСЭ к 1990 г. исчерпали свой ресурс, физически и морально устарели. Поэтому возникла необходимость в модернизации ГСЭ. Работа выполнялась в соответствии с программой развития эталонной базы страны до 2000 г.

Она включала в себя модернизацию существующего нейтронного генератора и введение в состав ГСЭ нового более высокоинтенсивного генератора

нейтронов с целью повышения надёжности его функционирования и расширения диапазона воспроизведения единиц, создание принципиально нового источника тепловых нейтронов, разработку и реализацию новых прецизионных абсолютных методов определения флюенса нейтронов с энергией 14 МэВ с целью повышения достоверности воспроизведения единиц ГСЭ; модернизацию радиометрического комплекса ГСЭ; разработку новых СИ и МИ для воспроизведения плотности потока (и флюенса) нейтронов в МОП на исследовательских ЯФУ; разработку новых СИ и МИ передачи размера единиц от ГСЭ.

Рис.1 Государственная поверочная схема для средств измерения плотности потока и флюенса нейтронов

1. Эталонный источник моноэнергетических нейтронов с энергией 14 МэВ.

Эталонный источник нейтронов с энергией 14 МэВ включает в себя нейтронный генератор НГ-160 и радиометр сопутствующих (вылету нейтронов с энергией 14 МэВ) а-частиц. На рис.2 представлена схема эталонного источника нейтронов. Он включает в себя высокочастотный ионный источник 1, ускорительную трубку 2, систему вакуумных ионопроводов 3, коммутирую-

щий магнит 4, квадрупольные линзы 5, вакуумные насосы 6, высоковольтный блок питания 7 (160 кВ), мишенные блоки 11 с тритиевыми мишенями, устройство охлаждения мишени 8, радиометр 9 сопутствующих а-частиц. Как отмечалось выше, для расширения функциональных возможностей ГСЭ в его состав введён более высокоинтенсивный генератор нейтронов НГ-150.

нейтронов с энергией 14 МэВ

В процессе модернизации ГСЭ был усовершенствован и эталонный источник нейтронов с энергией 14 МэВ:

а). Индуктивные витки колебательного контура высокочастотного электромагнитного генератора (частота 70 МГц) размещены перпендикулярно оси разрядной камеры источника, а в направлении оси разрядной камеры источника создаётся постоянное магнитное поле такой напряжённости, чтобы цик-гтотронная частота колебаний электронов в камере совпадала с частотой высокочастотного электромагнитного поля с целью увеличения мощности вводимой в разряд низкотемпературной плазмы ионного источника. В этом случае мощность, вводимая в разряд, увеличивается в несколько раз, что приводит к существенному увеличению плотности дейтериевой плазмы в разрядной камере ионного источника.

б). Электроды ускоряющей трубки выполнены в форме боковой поверхности усечённого конуса с целью исключения загрузки высоковольтного блока питания 7 током ускоряемых электронов, а также с целью уменьшения радиационного воздействия на обслуживающий персонал от рентгеновского излучения, возникающего в ускорительной трубке.

в). На пути ускоряемого пучка дейтронов установлен коммутируют» магнит с целью получения только атомарного пучка дейтронов, необходимо го для генерации нейтронов в тритиевой мишени и увеличения срока служб! мишени.

г). На пути ускоряемого пучка дейтронов перед мишенным блоком гене ратора нейтронов установлены специальные квадрупольные линзы для обес печения оптимальной фокусировки пучка дейтронов на мишень.

д). Высоковольтный блок питания 7 заменён на более мощный блок о серийно выпускаемого генератора НГ-150.

е). Высоковакуумные паромасляные насосы заменены на электроразряд ные с целью исключения нагара на мишени от паров масла при работе с уско ренным пучком дейтронов.

ж). Для мониторирования потока нейтронов, вылетающих из мишенноп блока генератора, разработаны высокочувствительные радиометры нейтро нов.

з). Для генерации моноэнергетических нейтронов с энергией 14 МэЕ разработаны «тонкие» (по сравнению с длиной пробега ускоренных дейтро нов в веществе мишени) мишени (~ 0,05 кюри ем"2).

к). Сцинтилляционный кристалл CsI(Tl) радиометра сопутствующих а частиц выполнен в виде тонкого слоя (~ 0,3 мм), приклеенного к подложке и оптического стекла канадским бальзамом с целью существенного сниженш количества мешающих фоновых импульсов от сопутствующих (нейтронно му) излучений.

л). Генерация моноэнергетических нейтронов с энергией 14 МэВ в тритиевой мишени генератора осуществляется ускоренным пучком атомарны.\ дейтронов с энергией 150 кэВ с целью получения минимального разбросе нейтронов в пучке.

Схема мишенного блока эталонного источника нейтронов с энергией 14 МэВ приведена на рис.3. Пучок дейтронов 1 с энергией 140 юВ генерирует в тритиевой мишени 5 нейтроны 13 с энергией 14 МэВ по реакции 3H(d,n)4He. а-частицы 2 с энергией 3 МэВ (сопутствующие вылету нейтронов), вылетающие из мишени 5, регистрируются сцинтилляционным кристаллом CsI(Tl) 7. В качестве основного метода определения плотности потока нейтронов в эталонном источнике использовали метод счёта сопутствующих ос-частиц. Флюенс нейтронов (F), на расстоянии г от тритиевой мишени рассчитывали по формуле:

Г'Кан *Кнт 'Кг 'Кп -Кир' О

ra Г

где: "Ыц - число сопутствующих а-частиц, зарегистрированных радиометром-монитором за время измерения; Оа - телесный угол регистрации а-частиц в радиометре; г — расстояние между тритиевым слоем мишени и исследуемой точкой поля нейтронов в направлении, противоположном направ-

,еншо регистрации сопутствующих а-частиц; кан - коэффициент учитываю-ииП анизотропию вылета нейтронов и а-частиц из реакции Н(с1,п) Не, кнт о Ьфши^т, учитываюший неточечность поверхности тритиевои мишени, ¡омбарлируемой пучком ускоренных дейтронов; кг - ^^»¡^ радиометра к заряженным частицам из сопутствующих реакции ВДН, Н(3Не р), а также реакций (п,р) и (п,а), имеющих место в материале сцин-иллятора Сз1(Т1) и окружающих его конструкционных элементов; кп - по-оГние нейтронов с энергией 14 МэВ в конструкционных элементах мирного блока (по реакциям (п,р), (п,а) и др.); кнр - коэффициент, учиты-аюГий уменьшение флюенса нейтронов с энергией 14 МэВ за счет неупру-их процессов (п,п') и (п,2п) в материале мишенного блока.

4 £

ймЛ.

ис.3 Схема мишенного блока эталонного источника нейтронов с энергией 14 1эВ

Погрешность определения флюенса нейтронов с энергией 14 МэВ по

ормуле 1 не более 1 - 1,5%.

Для энергии дейтронов 140 кэВ и угла вылета нейтронов 15 к направлено ускоряемых дейтронов, в случае использования в мишенном блоке «тон-,й» мишени, энергия нейтронов составляет 14,80 МэВ.

При использовании в мишенном блоке «толстой» (по сравнению с дли-,й пробега ускоренных дейтронов в веществе мишени) тритиевои^мишени,

1ектр нейтронов.

, вылетающих из мишени, существенно деформируется, так

,к в генерации нейтронов участвуют дейтроны с энергией от первоначалу й до нуля из-за их торможения в веществе мишени. В работе был проведен счёт спектра нейтронов, вылетающих из «толстой» тритиевои мишени при мбардировке её дейтронами с энергией 140 кэВ. При расчёте Учитывались: ,теРяэнергии дейтронов в веществе мишени, угловая анизотропия вылета йтронов Распределение ядер трития в веществе мишени. Средняя энергия йтроГв в рассчитанном спектре для энергии ускоренных дейтронов

0 кэВ составила 14,70 ± 0,11 МэВ.

Описанный выше эталонный источник нейтронов с энергией 14 Мэ обеспечивает воспроизведение единицы плотности потока нейтронов с эне{ гией 14,70 МэВ в диапазоне 103 -ь- 108 нейтр.см"2-с"'. Расширение верхней гр; ницы диапазона воспроизведения плотности потока нейтронов на порядс достигнуто в результате введения в состав ГСЭ второго более интенсивно1 генератора нейтронов 10 типа НГ-150 (см. рис.2).

Расширение нижней границы диапазона воспроизведения плотности п( тока нейтронов на 3 порядка достигнуто благодаря использованию всеволн' вого счётчика 15 (см. рис.2) с высокочувствительным детектором нейтроне [по реакции 3Не(п,р)3Н], который обеспечивает мониторирование потока не тронов из мишенного блока 9 нейтронного генератора (см. рис.3) (при малс токе ускоренного пучка дейтронов , бомбардирующего тритиевую мишень).

Контроль правильности воспроизведения единицы флюенса нейтронов энергией 14 МэВ осуществляли тремя дополнительными методами с прим нением радиометров с телескопическим счётчиком протонов отдачи, с акт вационными детекторами и сцинтилляционным кристаллом стильбена.

Радиометр с телескопическим счётчиком протонов отдачи (ради метр ТС) состоит из блока детектирования со счётчиком протонов отда1 многоканального амплитудного анализатора и стандартных блоков питан низким и высоким напряжением. Геометрия измерения флюенса нейтроно! энергией 14 МэВ с применением радиометра ТС представлена на рис.4.

Рис.4 Геометрия измерений флюенса нейтронов с энергией 14 МэВ на эталонном источнике с применением радиометра с телескопическим счётчико: протонов отдачи

Эффективность регистрации аг(Е) нейтронов с энергией 14 МэВ рад метром ТС рассчитывали по формуле:

ае1

2 А

N.

а(Е)-со5 0-(со8^)':

сн,

Н'

■к„

где шр - масса радиатора 2 из полиэтилена, - число Авогадро, J массовое число для полиэтилена, о(Е) - сечение упругого рассеяния нет нов на ядрах водорода, 9 и X - углы, указанные на рис.4, с1 — диаметр от! стия в диафрагме 5, Н - расстояние между радиатором из полиэтилена

диафрагмой 5, кан - коэффициент угловой анизотропии реакции упругого рассеяния нейтронов на водороде в системе центра масс.

Рассчитанное значение эффективности радиометра ТС к нейтронам с энергией 14,7 МэВ составило 1,15-Ю"4. Погрешность рассчитанного значения ж не более 2,5% (Р=0,99).

Контроль правильности воспроизведения единицы флюенса нейтронов на эталонном источнике нейтронов с энергией 14 МэВ осуществляли путём определения эффективности радиометра ТС в геометрии рис.4. Рассогласование измеренных и расчётных значений эффективности радиометра не превышало 1%, что свидетельствует об отсутствии неучтённых систематических погрешностей в определении флюенса нейтронов обоими методами.

Радиометр с активационными детекторами нейтронов (радиометр РАДН) включает в себя гамма-спектрометр, активационные детекторы из ниобия и алюминия. Принцип работы радиометра РАДН заключается в активации детекторов из алюминия и ниобия в поле нейтронов с энергией 14 МэВ по реакциям 27А1(п,а)24Иа и 93ЫЬ(п,2п)92гпЫЬ, измерении наведённой активности продуктов активации 24Иа, 92тЫЬ в детекторах и расчёте флюенса нейтронов Р14(г) по формуле:

Р14(г) = А0/[М|,-аЧЕ)(1-е-Я1а)], (3)

где: Мя - число ядер нуклида-мишени в 1-ом детекторе нейтронов, А,1 —

константа распада для продукта активации в ¡-ом детекторе, ст1 - сечение реакции активации в ¡-ом детекторе, Е - энергия нейтронов.

Характеристики распада продуктов активации в детекторах из алюминия и ниобия представлены в табл. 1.

Табл.1

Радиоактивный нуклид Период полураспада Постоянная распада Л, с'1 Энергия гамма-излучения, МэВ Абсолютная интенсивность излучения, %

"На 14,960 час. 1,2870-10'5 1,369 100,0

10,13 суг. 7,9196-10'7 0,93451 99,2

Сечения ядерных реакций 93ЫЬ(п,2п) и 27А1(п,а) в зависимости от энергии нейтронов приведены в табл.2.

Табл.2

Ядерная реакция Сечение ядерной реакции, мбарн

Энергия нейтронов, МэВ

13,95 14,10 14,32 14,53 14,71 14,84 14,92 14,96

УЗМЬ(п,2п) 468 469 465 484 470 465 465 460

27А1(п,а) 125,0 123,6 121,3 119,0 116,7 115,0 113,9 113,4

Погрешность определения флюенса по формуле 3 не более 4%.

Радиометр-спектрометр с сшштплляционным кристаллом стильбе на (радиометр-СКС) включает в себя блок детектирования нейтронов, элек тронную схему разделения импульсов по их форме, обусловленных нейтрон ным и фотонным излучением, и электронный тракт (усилитель, дискримина тор, схема совпадений, амплитудно-цифровой преобразователь АЦП-4К адаптированный к персональной ЭВМ и позволяющий проводить измерени энергетических спектров нейтронов и фотонов отдельно в смешанном пол излучений). Блок детектирования состоит из сцинтилляционного кристалл стильбена, фотоумножителя и светозащитного кожуха. Преобразование ам плитудных распределений импульсов в энергетические спектры нейтроно проводили по программе 8Т1ЬВЕЫО (разработка ФЭИ).

Регистрацию нейтронов радиометром осуществляли путём регистрации протонов отдачи в кристалле стильбена, полученных в результате упругого рассеяния нейтронов на ядрах водорода, содержащегося в материале стильбена (СН2). Описанный радиометр СКС был использован при измерении потока нейтронов с энергией 14 МэВ Фст на эталонном источнике ГСЭ. Монп-торирование потоков нейтронов из мишени Фа осуществляли с помощью радиометра сопутствующих а-частиц. Результаты измерения потока нейтронов из мишени эталонного источника 14 МэВ - нейтронов (генератор НГ-160, реакция 3Н(с1,п), 0°=15°) представлены в табл.3 Из данных таблицы следует, что радиометр СКС обеспечивает контроль воспроизведения потока нейтронов из мишени с погрешностью не более 3% (Р=0,95).

'Габл.2

№п/п Я, см а-частицы ! Стильбен | Ф„/Фс, Ф„-10*, нейтр./с ! Фо-Ю8, нейтр/с |

Кристалл стильбена 4x4 см

1 164,7 3,32 | 3,34 1,00

2 164,7 3,17 3,21 0,99

3 20,0 0,0338 0,0334 1,00

4 20,0 0,0327 0,0323 1,01

Кристалл стильбена 3,8x1 см

5 20,0 2,59 2,60 1,00

6 20,0 2,67 2,68 1,00

7 50,0 1,46 1,48 0,99

8 100,0 3,31 3,30 1,00

9 164,7 6,19 6,20 1,00

Примечание: И. - расстояние между тритиеьии мпше:.ыо генер;.то;;а ;:ек тронов и центром кристалла стильбена. 1. Эталонные источники тепловых нейтронов Источники тепловых нейтронов, создаваемые на базе нейтронных гене раторов, имеют два характерных свойства: регулируются в широком дпапа

юне плотности потока нейтронов, по максимальной интенсивности занимают 1ромежуточное положение между источниками, создаваемыми на основе ра-шонуклидных источников быстрых нейтронов и на базе ядерных реакторов.

С целью расширения диапазона воспроизведения единицы плотности тотока тепловых нейтронов и улучшения характеристик поля тепловой источник, первоначально включённый в состав ГСЭ, был заменён на три новых (сточника оригинальной конструкции. Устройство тепловых источников гейтронов (ИТН) приведено на рис.5-7. Быстрые нейтроны с энергией 14 ИэВ в указанных источниках получают в результате бомбардировки тритие-юй мишени 1 ускоренными до энергии 140 кэВ дейтронами (с1) по реакции Н(с1,п)4Не. Затем они конвертируются в нейтроны с энергией преимущест-¡енно 0,5 - 3 МэВ в трансформаторах нейтронного излучения 2 из тяжёлых лементов (свинца или урана), в результате неупругих процессов (п,п'), (п,2п), 38и(п^ ,4,5п).

Рис.5 Источник тепловых нейтронов ИТН-1

В источнике ИТН-1 нейтроны, преимущественно с энергией 0,5 -н 3 МэВ, 1медляются до тепловых максвелловских нейтронов в замедлителе 5 из тя-

чения градуировки высокочувствительных детекторов нейтронов при плотности потока нейтронов < 1 нейтр.-см"2 с"'.

Для исследования характеристик поля нейтронов в рабочих полостях ИТН использованы высокочувствительные детекторы нейтронов на основе нуклидов, имеющих большие и хорошо изученные сечения ядерных реакций в области тепловых нейтронов, в частности, трековые делительные детекторы 235и, детектор из лития в форме сцинтилляционного кристалла 6ЬН(Т1), детектор из золота (по реакции 197Аи(п,у)) и др. Результаты исследования источника ИТН-1, полученные с применением программы КАСКАД, приведены в табл.4.

Табл.-)

Ядерная реакция Регистрация продуктов ядерной реакции Количество ядерных реакций на 1 отсчет радиометра-монитора, ед. Среднее сечение по спектру нейтронов, барн Отличие, %

Эксперимент Расчет

253U(n,0 Трековый регистратор 8,644-10"2" 385,6 396,5 2,75

235U(n,f) Камера деления 9,154-102" 408,3 396,5 -2,99

'"Au(n,y)+K:, Активацион-ный детектор 2,684-10'21 11,97 12,0 0,25

Доля тепловых максвелловских нейтронов в рабочей полости источник ИТН-1 составила 76,8%. Установленные в результате исследований нейтрон ные характеристики источников ИТН приведены в табл.5 и на рис.5,6. И табл.4 видно, что экспериментально измеренные интегральные сечения ядер ных реакций 235U(n,f) и l37Au(n,y) в пределах 3% согласуются с рассчитаннь ми сечениями (по найденному спектру нейтронов и дифференциальным сече ниям указанных реакций, имеющимся в библиотеке программы). Из данны табл.5 и рис.5,6 видно, что температура тепловых нейтронов по оси источш ка ИТН-2 изменяется [кадмиевое отношение rCd для детектора по реакци 6Li(n,a) изменяется от 34,8 до 15,8]. Это обусловлено, по-видимбму, увелич« нием вклада рассеянных нейтронов в спектр тепловых нейтронов по мер удаления исследуемой точки от замедляющей сборки.

Разработанные источники тепловых нейтронов обеспечивают воспрои ведение единицы плотности потока нейтронов в диапазоне 10"' -г- К нейтр.-см'2-с"' с погрешностью не более 2+3%. Ранее указанный диапазон о ставлял 103 ч- Ю7 нейтр.-см"2-с"'.

жёлой воды (020) в результате упругого рассеяния их на ядрах дейтерия. С целью уменьшения утечки тепловых нейтронов из области замедлителя 5 он окружён отражателем тепловых нейтронов 7. Внешний диаметр цилиндрического замедлителя 5 равен 350 мм, высота 810 мм. Внешний диаметр отражателя 7 из бидисциллированной воды (Н20) - 900, высота - 524 мм. Для размещения исследуемых детекторов тепловых нейтронов в рабочей полости 6 замедляющей сборки предусмотрены съёмные пробки 8 из оргстекла и графита 9. Увеличение плотности потока тепловых нейтронов в рабочей полости источника 6 достигается также за счёт нейтронов, рождающихся в результате взаимодействия нейтронов с энергией 14 МэВ с ядрами дейтерия в замедлителе 5 по реакции 2Н(п,2п)'Н. Применение в описанном источнике эффективного замедлителя и трансформатора нейтронного излучения позволило существенно понизить температуру нейтронного газа в рабочей полости 6.

В источнике ИТН-2 нейтроны преимущественно с энергией 0,5 3 МэВ замедляются до тепловых в эффективном гетерогенном замедлителе 5 из лёгких элементов (слои оргстекла, графита и оргстекла, соответственно). Тепловые нейтроны, выходящие из объёма замедлителя, отражаются в область исследуемого детектора тепловых нейтронов 7 с помощью цилиндрического формирователя из ьодородосодержащего материала (парафина).

Облучение замедляющей сборки в источнике ИТН-3 осуществляли нейтронами, отражёнными (альбедными) от стен экспериментального зала ГСЭ, : целью существенного снижения плотности потока тепловых нейтронов в эабочей полости сборки. Чтобы исключить бомбардировку замедляющей :борки 5 быстрыми нейтронами с энергией 0,5 -н 3 МэВ, вылетающими из трансформатора 2, на пути между трансформатором и сборкой установлен та гл отите ль нейтронов. Низкая температура тепловых нейтронов в рабочей юлости ИТН-3 достигается благодаря следующим двум факторам: замед-1яющая сборка 5 облучается нейтронами низких энергий < 0,5 МэВ (нейтро-тами, отражёнными от стен экспериментального зала), замедление нейтронов : энергией < 0,5 МэВ осуществляется эффективно в водородосодержащем ¡амедлителе 5 из парафина. Применение отражённого от стен экспериментального зала нейтронного излучения для получения тепловых нейтронов в 4ТН-3 сделало возможным получить изотропное диффузное поле тепловых ¡ейтронов в большом объёме рабочей полости источника (0,4 м3), что очень ¡ущественно при градуировке нейтронной аппаратуры больших габаритов.

Регулировка плотности потока тепловых нейтронов в рабочих полостях [сточников ИТН осуществляется путём регулирования тока пучка ускорен-|ых дейтронов (с1), бомбардирующих тритиевую мишень 1 нейтронного гене->атора 3. Мониторирование флюенса тепловых нейтронов во всех трёх ис-очниках ИТН осуществляется с применением радиометра сопутствующих а-[астиц 4. В источнике ИТН-3 осуществляется дополнительное мониториро-ание высокочувствительным радиометром с 3Не-счётчиком с целью обеспе-

Табл.

Тип источника тепловых

Измеряемая характеристика поля нейтронов нейтронов Материал

ИТН-1 ИТН-2 в исследуемой точке ИТН-3 трансформатора источника

2.1 2.2 2.3

1.Кадмиевое отношение (rCd)

''Li(n,a) 22,8 34,8 39,4 15,8 Свинец

(сцинтилляционный кристалл 79,7

'Lil(Eu))

2,5U(n.f)

трековый детектор 79,7 Свинец

(камера деления) 65,6 Уран

''"Аи(п,у)

(активационный детектор) 8,00 Свинец

2. Флюенс тепловых 224 3,06 1,59 0,591 0,354 Свинец

нейтронов (F,), нейтр.см'2

Примечание: FT - флюенс тепловых нейтронов, отнормированный н один отсчёт радиометра сопутствующих а-частиц.

2. Радиометрический комплекс эталона

Радиометрический комплекс ГСЭ предназначен для измерения нав< дённой активности в детекторах, облучённых нейтронами на ЯФУ, а так» для аттестации по числу ядер нуклида-мишени и примесным нуклидам ста! дартных образцов активационных и делительных детекторов. Он включает себя эталонные первого разряда установки КРОНА-1-ЭТАЛОН и УОР-1-( альфа-спектрометр, микроскопы для подсчёта числа треков от осколков дел< ния ядер в трековых регистраторах делительных детекторов.

Радиометрическая установка КРОНА служит для измерения наведё! ной активности в детекторах после их облучения в исследуемых полях Hei тронов и аттестации стандартных образцов, излучающих фотоны.

КРОНА включает в себя три блока детектирования фотонного излуч! ния: блок детектирования гамма-излучения с полупроводниковым германи! вым детектором ДГДК-125В-3 с чувствительным объёмом 125 см3; блок д тектирования гамма-излучения БДЭГ2-23 с сцинтилляционным кристалло Nal(Tl) размером 63x63 мм2; блок детектирования характеристического рен геновского излучения с энергией 20 кэВ с сцинтилляционным кристалло Nal(Tl) размером 30x2 мм2. Указанные блоки детектирования размещены специальных домиках из свинца с целью исключения регистрации фоновь излучений. Импульсы с блоков детектирования регистрируются многок нальным амплитудным анализатором LP 4900В. В состав установки вход) также блоки питания низкого и высокого напряжения, приспособление дj размещения исследуемых детекторов и градуировочных источников гамм

излучения в фиксированной геометрии. Контроль правильности работы установки КРОНА осуществляется с помощью источников '"Сб и 60Со (ОСГИ).

Основной метрологической характеристикой установки КРОНА является чувствительность Б(Е) к потоку гамма-излучения от точечного источника в телесный угол 4л-стерадиан с энергией в диапазоне от 0,06 до 3 МэВ.

Характеристики установки КРОНА с блоками детектирования ДГДК-125В и БДЕГ-2-23 представлены в табл.6. Чувствительность установки КРОНА с блоком детектирования рентгеновского излучения с энергией ~ 20 кэВ составляет 1,86-10"2 отсчёт-фотон"1.

Активность (А) измеряемого радионуклида на установке КРОНА рассчитывали по формуле:

А = К ' Ср -Сг -Сп -Сс, (4)

где N - скорость счёта импульсов в пике полного поглощения (ППП) измеряемого радионуклида; Б(Е) - значение чувствительности установки к гамма-излучению, испускаемому радионуклидом в исследуемом образце; г| -эмиссия регистрируемого гамма-излучения; Ср - коэффициент, учитывающий распад измеряемого радионуклида за время измерения; Сг - коэффициент, учитывающий отличие геометрии измерения исследуемых нейтронно-активационных образцов от геометрии источников, применяемых при аттестации комплекса; Сп - коэффициент, учитывающий самопоглощение излучения в образце; Сс - коэффициент, учитывающий эффект суммирования импульсов от каскадных фотонов с энергией Е1 и Е2.

Установка КРОНА обеспечивает измерение наведённой активности в детекторах с погрешностью не более 3%.

Радиометрическая установка УОР-1-а предназначена для измерения альфа-активности образцов с делящимися нуклидами (ОДН), являющимися :оставной частью делительных детекторов нейтронов. В установке для изме-эения активности ОДН используется метод счёта а-частиц в определённом телесном угле. Этот метод не требует введения поправок на поглощение и эассеяние а-частиц в ОДН и поэтому обеспечивает возможность измерения активности исследуемого образца с погрешностью менее одного процента. Измерение активности ОДН методом счёта а-частиц в определённом телес-гом угле сводится к следующим операциям: измерению потока а-излучения Ф) от исследуемого образца в определённом телесном угле регистрации (установки) и вычислению активности (А) по формуле:

А = Ф/ О, (5)

где С - геометрический фактор (телесный угол регистрации а-частиц) остановки.

В состав установки УОР-1-а входят два измерительных блока, вакуум-шй стенд, электронный тракт и контрольный а-источник 238Ри (ОСАИ). Для

регистрации а-частиц в обоих измерительных блоках использовали сцинтил-ляционные кристаллы Св1(Т1) толщиной ~ 0,3 мм. Вакуум в измерительных камерах блоков при измерении активности ОДН не хуже 5-10"2 мм рт.ст. Электронный тракт установки включает усилитель, интегральный дискриминатор, многоканальный амплитудный анализатор и пересчётный прибор. В аппаратурном спектре импульсов с анализатора наблюдаются характерные пики от а-частиц, излучаемых определённым нуклидом. Установка УОР-1-а обеспечивает измерение а-активности ОДН в диапазоне 0,2 -V 1107 Бк. Она многократно сличалась с вторичным эталоном единицы активности радионуклидов. В результате сличений было установлено, что она обеспечивает измерение активности ОДН с погрешностью ~ 0,5% (Р = 0,95).

Табл.6

Радио активный нуклид Постоянная распада, с'1 Энергия у-излу-чеиия, МэВ Эмиссия излучения, отн. ед. Чувствительность S(E), отсч./фотон Погрешность (Р=0,95>, %

** БДЕГ-2-23 *** ДГДК-125В • • БДЕГ-2-23 *** дгдк- 125B

1,0524-Ю"4 0,511 1,934* 1,589-10'2 4,837-10"' 3,1 1,0

MNa 1,2870-Ю'5 1,369 2,754 1,000 0,999 5,552-10"' 2,634-10"' 1,755-10"' 8,552-10'4 2,3 4,1 1,5 1,8

46Sc 9,5700-10'8 0,889 1,121 1,000 1,000 8,802-10"3 6,872-10'' 2,736-10'' 2,155-Ю"' 2,6 2,1 1.3 1.4

4sSc 4,3959-Ю6 1,312 1,000 5,810-10"' 1,833-Ю-' 2,2 1,5

54Mn 2,5696-10 s 0,835 1,000 9,410-10"' 2,918-10'' 2,7 1,3

56M n 7.467Ы0"5 0,847 1,812 1,000 0,275 9,268-10"' 4,117-10"' 2,876-10"' 1,315-10"' 2,7 3,1 1,3 1,7

58Co 1,1334-10'7 0,811 0,964 0,994 0,007 9,708-10"-' 8,073-10' 3,007-10"' 2,831-10"' 2,7 1,3 1,3

""Co 4,1671-10'' 1,173 1,333 0,999 1,000 6,548-10"' 5,713-10"' 2,057-10"' 1,804-10"' 2,0 2,2 1.4 1.5

,,4Cu 1,5159-Ш'5 0,511 0,343* 1,589-Ю"2 4,837-10"' 3,1 1,0

"Zr 2,4549-10"" 0,910 0,990 8,585-Ю"' 2,671-10"' 2,5 1,3

92,nNb 7,9196-10"7 0,934 0,990 8,350-Ю"' 2,601-10"' 2,5 1,3

"5mIn 4,2920-Ю-5 0,336 0,459 2,485-Ю'2 7,445-10"' 3,3 1,4

l4uLa 4,7824-10''' 1,596 0,960 4,714-10'' 1,499-10"' 2,7 1,6

'"8Au 2,9768-10'6 0,412 0,956 1,999-10'2 6,037-10"' 3,2 1,2

mHg 2,7718-10"' 0,158 0,374 0,523 0,123 4,043-10'2 2,217-Ю'2 1,421-Ю"2 6,668-10"' 4,5 3,3 1,9 1,3

Примечание: * - при полном поглощении позитронов. 86,5 **; 82,8*** - счетное положение измеряемого детектора; ПИК**, FOST***- методики обработки спектрограмм:

Альфа-спектрометр служит для определения вклада в активность образцов ОДН от примесных нуклидов, излучающих а-частицы. Детектором а-частиц в спектрометре является поверхностно-барьерный кремниевый детектор (ПГТД) типа ДКПсД. Измерительную камеру спектрометра откачивали на вакуум 5-10"3 мм рт.ст. Электронный тракт спектрометра включает усилитель УЦМ05А и амплитудный многоканальный анализатор ЫМ900В. Для стабилизации коэффициента преобразования усилителя применён узел автоматического регулирования с генератором калибровочных импульсов. Энергетическое разрешение спектрометра - 17 кэВ по а-линии 5499 кэВ 238Ри.

Оптические микроскопы использовали для счёта треков в трековых регистраторах осколков деления, которые входят в состав делительных детекторов. В качестве оптических микроскопов использовали стандартные микроскопы: МБИ-11 и часовой проектор ЧП-2. Подсчёт треков в регистраторах осуществляли при увеличении в 100-800 раз в соответствии с методикой МИ 2071-90 «Реакторные нейтронные поля. Методика выполнения измерений с делящимися нейтронно-активационными детекторами с трековыми регистраторами осколков деления».

3. Средства и методы воспроизведения размера единиц плотности потока (и флюенса) нейтронов.

В составе ГСЭ создан набор нейтронно-активационных и делительных детекторов для решения следующих научно-технических задач: определения нейтронных характеристик в аттестуемых полях нейтронов на ЯФУ; исследования характеристик в низкоинтенсивных полях нейтронного и протонного излучений, реализуемых на ускорителях заряженных частиц и на орбитальной станции МИР; передачи размера единиц от ГСЭ. Набор детекторов нейтронов сформирован на базе детекторов, серийно выпускаемых в РФ, типа АКН, АКН-Т, НДС и ДКН. Характеристики отдельных типов детекторов нейтронов будут приведены в последующих разделах автореферата. Устройство делительных детекторов и методы их аттестации по числу ядер нуклида-мишени и примесным нуклидам разработаны лично автором, либо под его руководством в процессе работы над кандидатской диссертацией «Разработка стандартных детекторов нейтронов с делящимися изотопами» и в процессе выполнения ряда научно-исследовательских работ в последующие (после защиты) годы. Они получили развитие в плане: повышения точности измерения их основных технических характеристик, повышения чувствительности регистрации нейтронов, уменьшения массы и габаритов детекторов, создания детекторов нейтронов «нулевой» толщины, которые не требуют введения поправок на поглощения нейтронов в самих детекторах.

Работа с детекторами стандартизованного набора активационных и делительных детекторов в исследуемых полях нейтронов ЯФУ осуществлялась по стандартным методикам МИ 1393-86, МИ 2071-90 и др., а также по оригинальным методикам, разработанным с участием автора работы и опубликованных в печати. Определение характеристик полей нейтронов в аттестуемых

полях ЯФУ по исходным экспериментальным данным, с применением опи санных детекторов осуществляли с применением стандартизованных про грамм ПРОСПЕКТ и КАСКАД. При расчёте характеристик полей нейтроно: по указанным программам использовали преимущественно стандартные фай лы сечений ядерных реакций ГССД 131-89, а в случае отсутствия необходи мых сечений, их брали из файлов ЕЫОР-В-У1, 11ЮР-85 и .ШЫОЬ-З, получив ших широкое распространение в мировой практике нейтронных измерений.

Для исследования характеристик полей термоядерных нейтронов, кром< указанных выше активационных и делительных детекторов, использовал! спектрометр нейтронов со сцинтилляционным кристаллом стильбена разра ботки ФЭИ.

В главе II говорится о роли и месте моделирующих опорных полей в го сударственной системе обеспечения единства нейтронных измерений н: ЯФУ. В соответствии с государственной поверочной схемой (см. Рис.1), пе редача размера единицы от ГСЭ к эталонным источникам ЯФУ осуществля ется либо путём прямой передачи, либо методом косвенных измерений (когд; прямая передача размера единиц невозможна). Прямая передача размера еди ниц от ГСЭ не всегда возможна по следующим причинам: имеется большое разнообразие энергетических спектров на ЯФУ; в составе ГСЭ имеется огра ниченное количество типов источников нейтронов (только источники тепло вых нейтронов и нейтронов с энергией 14 МэВ); интенсивность полей ней тронов на ГСЭ и в полях, аттестуемых ЯФУ, отличается на 5 -г 15 порядков требуемая точность нейтронных измерений на ЯФУ при решении ряда науч но-технических задач близка к максимально достижимой на современно\ уровне развития науки и техники.

Эталонные источники нейтронов на ЯФУ создаются непосредственно н; заинтересованных в решении конкретных научно-технических задач пред приятиях. Создание эталонных источников нейтронов непосредственно н; исследовательских ЯФУ способствует повышению точности нейтронных измерений в РФ. Эталонный источник нейтронов на ЯФУ включает в себ) опорное поле нейтронов и радиометр для мониторирования потока нейтронон в процессе его применения. Первые эталонные источники нейтронов на ЯФ1у были созданы в 80-х годах. Аттестованное опорное поле нейтронов на ЯФ^ представляет собой фиксированный объём нейтронного поля установки, используемый в качестве эталонной меры энергетического состава нейтронногс излучения для воспроизведения размера единиц плотности потока (и флюен са) нейтронов, аттестации (поверки) других полей ядерных реакторов; исследований и поверки радиометрической и спектрометрической аппаратуры.

Однако, практика нейтронных измерений на ЯФУ в РФ в последние годы потребовала создания не просто опорных полей, а полей нейтронов с такими характеристиками, которые бы были оптимальными для решения конкретной научно-технической задачи. Такие поля нейтронов получили название моделирующих опорных полей (МОП). МОП также являются осиовньш компонентом создаваемых на ЯФУ эталонных источников. МОП отличаете;

от опорного поля нейтронов тем, что оно либо создаётся на моделирующей исследовательской установке, предназначенной для решения конкретной научно-технической проблемы, либо формируется на имеющейся на заинтересованном предприятии ЯФУ с применением специальных трансформаторов нейтронного излучения таким образом, чтобы его нейтронные характеристики оптимально соответствовали требованиям решаемой научно-технической задачи. Создание МОП является сложной научно-технической задачей. Важным заключительным этапом создания МОП на ЯФУ является определение их основных нейтронных характеристик с требуемой для потребностей практики точностью, сравнение их нейтронных характеристик с характеристиками нейтронных полей-аналогов и их государственная аттестация.

Воспроизведение размера единиц в МОП эталонных источников на ЯФУ осуществляется косвенным методом и согласуется с ГСЭ. Согласованное с ГСЭ воспроизведение размера единиц в МОП означает, что: при аттестации МОП должны использоваться преимущественно одни и те же стандартизованные активационные и делительные детекторы, входящие в состав набора детекторов ГСЭ; выполнение измерений в МОП при их аттестации должно осуществляться по единым методикам, принятым для ГСЭ; восстановление энергетических спектров нейтронов в МОП должно осуществляться по стандартизованным программам (согласованным с ГП ВНИИФТРИ); расчёт активности в детекторах, облучённых в МОП, а также восстановление спектра нейтронов должны проводиться с использованием стандартизованных ядерно-физических констант (сечений ядерных реакций, периодов полураспада, квантового выхода излучений и др.); измерение наведённой активности в детекторах нейтронов (облучённых в МОП) должно проводиться преимущественно на радиометрическом комплексе ГСЭ, либо на специальных радиометрических установках, аттестованных ГП ВНИИФТРИ; на завершающем этапе аттестации МОП эталонного источника должно проводиться его сличение с ГСЭ.

Таким образом, создание системы МОП в составе эталонных источников на исследовательских ЯФУ способствует обеспечению единства нейтронных измерений на ЯФУ в РФ.

В главе III «СОЗДАНИЕ И ИССЛЕДОВАНИЕ СИСТЕМЫ МОДЕЛИРУЮЩИХ ПОЛЕЙ НЕЙТРОНОВ НА ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРАХ» отмечаются особенности измерений в полях нейтронов ядерных реакторов; в результате анализа выбирается метод измерения характеристик полей нейтронов в МОП (нейтронно-активационный); приводятся результаты исследований по созданию оптимального набора активационных и делительных детекторов для исследований в МОП; рассматриваются вопросы обеспечения единства и правильности измерений наведённой активности в (облучённых нейтронами) детекторах; осуществляется выбор программы расчёта спектра нейтронов в МОП; приводятся результаты исследований системы МОП, созданной на исследовательских ядерных реакторах.

Для измерений характеристик полей нейтронов на исследовательских ядерных реакторах характерны следующие существенные особенности: повышенная температура (до 1000°С), наличие (наряду с нейтронным) других сопутствующих излучений (Р-, у- и рентгеновского), широкий диапазон плотности потока нейтронов (от 103 до 1013 см"2 с''), большое разнообразие энергетических спектров (от тепловых до 18 МэВ), высокие требования к точности измерения нейтронных характеристик. Указанные особенности измерений на ядерных реакторах предопределили специфику средств и методов исследования их нейтронных характеристик. Наиболее полно удовлетворяет перечисленным выше условиям измерений на ядерных реакторах нейтронно-активационный метод. Именно этот метод и был принят в качестве основного для определения характеристик полей нейтронов на ядерных реакторах. Он состоит в облучении в исследуемом поле нейтронов набора активационных и делительных детекторов нейтронов; в измерении наведённой в детекторах активности, приведённой на конец времени облучения нейтронами; в расчёте скорости ядерной реакции в каждом из детекторов; в расчёте характеристик полей нейтронов (энергетического спектра, плотности потока (и флюенса) и ДР-)-

Скорости реакций активации и деления в детекторах рассчитывали из соотношений:

для активационного

д1=А;/^.(1-е-хЧ)-е-^'] (6)

для делительного

-Н^), (7)

где А[ - активность 1-го детектора на момент (0 времени его измерения,

- число ядер нуклида-мишени в ¡-м детекторе, - эффективное время

облучения ¡-го детектора нейтронами, X' - константа распада для продукта активации в ¡-м детекторе, 1„ - время выдержки детектора с момента конца его облучения нейтронами до момента времени измерения активности, К1 -число треков в трековом регистраторе 1-го делительного детектора, гг - чувствительность регистрации актов деления трековым регистратором.

Нейтронные характеристики МОП (энергетический спектр, флюенс, средняя энергия нейтронов в спектре и др.) определяются из интегрального уравнения Фредгольма первого рода с дискретным заданием параметра ¡, в форме системы интегральных соотношений, связывающих скорость ¡-ой ядерной реакции (();) в активационном детекторе (при его облучении нейтронами), отнормированную на одно ядро нуклида-мишени детектора, с дифференциальной плотностью потока нейтронов в МОП [ф(Е)] и сечением ¡-ой ядерной реакции с;(Е):

0,= ]ф(Е)-0;(Е).(1Е. (8)

о

где Е - энергия нейтронов.

Точное решение приведённого интегрального уравнения Фредгольма невозможно из-за того, что каждое сечение ядерной реакции (ядро подинте-гральной функции) не определено во всём диапазоне энергии спектра МОП. Поэтому для обеспечения решения указанного уравнения необходимо наложить дополнительные ограничения. В частности, исходя из известных физических соображений формируют априорный спектр нейтронов, в качестве первичной модели спектра нейтронов в исследуемом МОП. При дальнейшем расчёте спектра, априорный спектр деформируется с учётом экспериментально измеренных скоростей ядерных реакций в используемых при измерениях в МОП детекторах.

Из изложенного выше следует, что точность определяемого дифференциального спектра нейтронов в МОП нейтронно-активационным методом определяется следующими основными компонентами: точностью измерения скоростей ядерных реакций ((^¡), имеющих место в активационных и делительных детекторах при их облучении в МОП; количеством и ядерно-физическими характеристиками детекторов, которые используются для измерения спектра; точностью сечений ядерных реакций ст(Е) для нуклидов-мишеней в детекторах нейтронов; физической обоснованностью формирования априорного спектра нейтронов при восстановлении спектра в МОП.

Оптимизация первых двух компонент точности определения спектра нейтронов в МОП связана с применением при измерениях в нём оптимального состава активационных и делительных детекторов нейтронов. Четвёртая компонента точности определения спектра нейтронов в МОП обусловлена методикой формирования априорного спектра нейтронов, реализованной в конкретной программе восстановления спектра нейтронов, используемой при определении нейтронных характеристик поля.

С целью обеспечения оптимизации процесса измерения нейтронных ха-эактеристик в МОП на ЯФУ, которая бы обеспечила требуемую практикой точность измерений при аттестации каждого нейтронного поля ЯФУ и минимальные финансовые затраты, был разработан специализированный набор 1ктивационных и делительных детекторов при ГСЭ. Специализированный тбор детекторов для измерений в полях МОП на ядерных реакторах форми-ювался на базе стандартизованных детекторов, серийно выпускаемых в РФ с 977 г. (наборов типа АКН, АКН-Т и ДКН). В специализированный набор ключены преимущественно детекторы, в которых имеют место (при облуче-[ии нейтронами) ядерные реакции первой категории. Сечения ядерных реак-[ий этой категории измерены с максимально возможной точностью в миро-ой практике нейтронных измерений. В табл.7 приведены ядерно-физические арактеристики созданного оптимального набора детекторов нейтронов для змерений в МОП на ЯФУ.

Табл.7

Ядерно-физические характеристики актнвацмонных н делнтельных детекторов специализированного набора ГСЭ

№ ЯЛф1ЫЯ р«МкПЛН "Энергия плиокичц г. С одер А .и 1ИС ИсрНО.ШО IV р,II. 11,1- '>110)11 ПН И (МСРСНИС 1|кф1 1Г111ЧО-

|[Ш0 рсю-1ШНСИ. ,13 ре.*-М >0 % (1Ю1"рст. |ЮС1Ъ) II,11ЦШ (11111 рсиь 110111. %) М >Н (>М1Н- 1 ИО.ШХ Н и- 11Ш\ 1рС- _и\ К АЗ 1 рыч фи... НСН-

1 -> 3 4 6 9 10 1 1 12

1 5X4.0 (1 3) счет треков в слюде + + + +

( 2 0.142 1953(0.3) 2.59 (2) 6.71 с\т (0.15) и.20» (11,01 +

3 мРи(п.О 0.297 744.0(0.4) счет треков в стюдс + + +

|'"Аи(п.у)""Аи 4.906 99.2(0.1) ИХ» 2.695 с\т (0.1) 0412(95.(.| + + +

5 72.17 8.95 (0.5) 99.91 (!) 1.678 с\т (0.1) 1 5% 14(1.01 +

у'Со(п.у)ы'Со 132 37.2(0.2) 100 5.27) лет (0.1} 1 173 199,4.) 1.]33(|00,0) +

, 7 "Мп(п,у)!<,Мп 336 13.3(1.5) 100 2.5785 час (0.1) и Н47(Ю0) 1 X12 (27,5) +

• К "'Си(п,у)"Си 579 4.51 (0.5) 69.17(2) 12.701 час (0.1) 11511 (14.1) + *

у 2850 0.531 (0.9) 100 14 960 час (0.1) 1.3<)4 (100) 2 754 (94 1

; 10 |5|Еи(п.у)|,2п|Ви 0.461 3900 ± 20(1 47.77 (1) 9.32 час 0,9(41(11.3), и.Х4)4(14.Ъ) И.121К (7,27)

> 10 л"Ри(п.О 0.36 счет треков в слюде +

II '"Ыр(п.Г) 0,55 счет треков в слюде + +

1 12 шРи(п.Г) 0.65

!п 0.70 100 56.12 млн (0.1) 0,0201 (7,0) + +

' 14 24|Ат(п.П 0.80 счйт треков в слюде +

15 "и (п.о 1.00 счет треков в слюде +

. К. "!|п(п.п')"!-1п 1.20 95.7 (2) 4.486 час (0.2) О.Л.Чо 145.41 + + *

1 17 мИ8(ап')|",Не 1.40 16 84(11) 42.6 мнн (0.9) 0.15К (52,11 (1,174 (12 3) + + +

1« г'"и(п.П 1.50 99.2743 (15) счет треков в слюде + +

14 !"Ы1(п.р)'"Со 2.50 6К.27 0) 70.78 сут (0.2) И.Х II (99,4) 0X0-1(0 711) + +

20 ,!5(п.р)"р 3.00 95.02 (9) 14 29 с\т (0.4) 1,711(Ь)( 100) +

21 >4Ре(п.р)"Мп 3.00 5.84 312.2 сут (0.1) 0 835(100) + +

1 22 ""РЫп.п'^РЬ 4,00 1.40 1.115 час (0.3) 1)375 (93,0) 0 900 (1X4 0) +

: "АЦп.р^Ми 4.00 НЮ 9.462 мнн (0.2) 1.01 3 (30) II Х44 (70) + +

1 2-1 у,Ре(п.р)у'Мп 6.20 91.72(30) 2.5785 час (0.1) (1.Х47 1100) + + +

: 25 7.00 78.99 (3) 14.960 час (0.1) 1.304 ||00) + +

. 2С) 2,А1(п.а)и№ 7.20 КМ) 14.960 час (0 1) 2.754(49 9) 2.754 (99 ■), + +

27 "№<п.2п)'""М|> 10.5 100 НШ сут <0.3* 0.44 (ЧЧО, + + - |

28 Ти(11.211)"-Си 12.8 69.17(2) 9.74 мнн 11,511 (19-м +

. 24 вГ(п.2п)"р 13.0 ИХ) 109 77 мнн (0 1) и.511 (ИЛ И +

Примечание. детекторы облучают также в борных экранах с толщиной стенки по '"В- I г/см'

- детекторы облучают также в борных экранах с толщиной стенки по "'В - 0.4 гсм* ° - детекторы облучают также в экранах из кадмия с толщиной стенки 1.()(> мм

Как уже отмечалось выше, все измерения в МОП должны осуществляться с применением преимущественно одного и того же набора детекторов и единых методик измерения наведённой активности в них. Поэтому при аттестации МОП все измерения наведённой активности в детекторах проводили преимущественно на радиометрическом комплексе ГСЭ. Измерение активности в детекторах проводили по единым методикам, принятым для ГСЭ.

В разделе II выше отмечалось, что расчёт характеристик МОП должен осуществляться по единой стандартизованной программе. В практике нейтронных измерений на ядерных реакторах используют множество программ восстановления энергетических спектров нейтронов: ПРОСПЕКТ, МИКСЕР, КАСКАД, SAND-II, RESP, CRYSTAL BALL и др. Их принципиальное отличие заключается в принципах формирования априорного спектра нейтронов. Так, в программе ПРОСПЕКТ, нашедшей применение в метрологической практике, в качестве априорного спектра выбирают один из спектров библиотеки классифицированных спектров нейтронов.

В настоящей работе при создании системы МОП на исследовательских ядерных реакторах потребовалось представить искомый спектр нейтронов в аналитической форме в виде суммы ряда отдельных спектров нейтронов со следующими целями: обеспечить возможность моделирования спектра нейтронов на ядерном реакторе для оптимального решения конкретной научно-технической проблемы; использовать физические закономерности для проверки физической обоснованности известных спектров нейтронов; установить основные закономерности формирования спектров нейтронов на исследовательских ядерных реакторах для обеспечения оптимизации исследовательских работ при аттестации МОП; сравнить нейтронные характеристики создаваемых МОП и характеристики полей-аналогов. Наиболее подходящей программой для достижения перечисленных выше целей оказалась программа КАСКАД разработки ВНИИЭФ. Отличительной особенностью этой программы восстановления спектра нейтронов является использование для формирования априорного спектра набора модельных функций, типы которых и их количество определяет сам потребитель программы. В процессе выполнения настоящей работы была реализована методика восстановления спектра нейтронов в МОП с представлением априорного спектра в виде суперпозиции известных физически обоснованных спектров, преимущественно четырёх гипов:

спектра нейтронов деления в виде:

(9)

где Е - энергия нейтронов, аР - константа спектра деления; спектра рассеяния в форме Максвелла в виде:

«м • Е • ехр(-ам -Е),

где ам - константа спектра Максвелла;

спектра замедления в форме Ферми, дополненного переходными функциями на энергетических границах 10'7 и 2-10'1 МэВ в виде:

(I/E^mi + OO-VE)7]-1 -[И-се/ОД)2]"1, си]

где осф - константа спектра замедления Ферми;

спектра неупруго рассеянных нейтронов в форме Вайскопфа в виде:

af, -E-exp(aH -Е), (12)

где ан - константа спектра неупругого рассеяния.

Действительно, все типы спектров имеют место в реакторных полях нейтронов. Так реакция деления ядер является основным источником энергиг любого ядерного реактора. Следовательно, нейтроны деления являются одним из компонент реакторного спектра. Процессы неупругого рассеяния нейтронов в материале ядерного топлива, а также в конструкционных материалах активной зоны также имеют важное значение при работе ядерного реактора. Следовательно, спектр неупругого рассеяния нейтронов также должег быть представлен в виде одной из компонент спектра ЯФУ. И, наконец спектр нейтронов в замедляющих средах (вода, полиэтилен, графит и др." невозможно представить без компонент: тепловых нейтронов в форме Максвелла и спектра замедления в форме Ферми. Таким образом, используя математические возможности программы КАСКАД, можно уже на начально? стадии восстановления спектра нейтронов в МОП найти его аналитическое представление в виде суперпозиции физически обоснованных спектров. Прг восстановлении спектров нейтронов в МОП использовали стандартные справочные данные (сечения ядерных реакций, периоды полураспада ядер-нуклидов и др.), а также данных из широко известных файлов ENDF-B/VI г IRDF-85. Всего в библиотеке программы КАСКАД около 80 сечений дозиметрических ядерных реакций. Окончательное решение об использованш программы КАСКАД при восстановлении спектров нейтронов в МОП былс принято после её апробирования при восстановлении спектров наиболее изученных полей в практике нейтронных измерений: полей нейтронов отечественных реакторов БР-1 (ФЭИ), БИР-2 (ВНИИЭФ), ИР-50 (НИКИЭТ), а также полей нейтронов зарубежных реакторов, использованных в программе реакторной дозиметрии (Benchmark Neutron Fields). На рис.8 представлен дифференциальный энергетический спектр нейтронов в канале ВЭК-4 реактора ИР-50, восстановленный по программе КАСКАД. На том жб рисунке представлены отдельные компоненты этого спектра: спектр нейтронов деления 235U (1), спектры неупруго рассеянных нейтронов (2 и 3), спектр тепловых максвел-ловских нейтронов (4) и спектр замедления в форме Ферми (5).

Далее, в главе 3, приводятся результаты исследований, выполненных с целью повышения точности измерения скорости ядерной реакции в детекторах, облучаемых в МОП. С целью повышения точности измерения скоростг реакции деления в делительных детекторах:

1д(Е), МзВ

Рис.8 Дифференциальный энергетический спектр нейтронов в канале ВЭК-4 реактора ИР-50

- проведено прецизионное измерение эффективности регистрации осколков деления (е<) природной слюдой- мусковит. Для определения эффективности регистрации осколков деления слюдой использовали метод одновременной регистрации парных осколков деления специальным полупроводниковым детектором из кремния со сферической чувствительной областью и ;людой. Слой делящегося вещества 235и наносился непосредственно на слю-1у. Слюду и ППД-детектор одновременно облучали в поле источника тепловых нейтронов. Измеренное значение эффективности ег составило 0,952. По-■решность определения эффективности не более 1,5% (Р=0,95);

- в делительный детектор типа ДКН между фольгой со слоем делящегося ¡ещества и трековым регистратором введена диафрагма с сотовой системой )тверстий. Это усовершенствование позволило осуществлять регистрацию ¡сколков деления трековым регистратором под углами больше критического тла регистрации осколков деления в слюде ( >4°30). Это позволило регист->ировать вылетающие из делящегося слоя осколки деления с стопроцентной |ффективностью и полностью исключить погрешность в определении скоро-:ти реакции деления в детекторе из-за чувствительности регистрации оскол-:ов деления слюдой.

- проводилась системная работа по совершенствованию методов опреде-[ения числа ядер нуклида-мишени в детекторах, так, в детекторы 235и вводи-:ись в качестве индикаторов 234и и 238Ри, которые позволили проводить атге-тацию таких детекторов с массой нуклида 235и ю"Мо- г и с требуемой точ-юстью (~1+2%). Отрабатывались также методы определения примесных :уклидов(искажающих результаты измерений с детекторами) с применением олей нейтронов быстрого реактора БИР-2.

- для исключения возможных систематических погрешностей при измерениях с делящимися детекторами, а также для уменьшения случайных погрешностей при измерениях в МОП использовали специальные малогабаритные камеры с нуклидами 234и, Ь8и, 2"9Ри и 23^р;

Проведение описанных исследований позволило существенно повысить точность измерения скорости реакции деления в делительных детекторах (погрешность 1-2%).

Для обеспечения единства измерения скорости реакции в делительных детекторах были созданы источники деления на базе ядерных реакторов БИР-2 (ВНИИЭФ), КВАНТ (Курчатовский институт) и нейтронного генератора (ВНИИФТРИ).

Для повышения точности измерения скорости реакции в активационном детекторе быстрых нейтронов из родия [по реакции '03Ш1 (п,п')] был разработан специальный портативный радиометр рентгеновского излучения с энергией 20 кэВ. Он состоит из блока детектирования с сцинтилляционным кристаллом Ыа.1(Т1) размером 30x2 мм", многоканального амплитудного анализатора и детектора из родия диаметром 10 мм и толщиной 40 мкм. Радиометр был отградуирован по чувствительности к рентгеновскому излучению с погрешностью не более 4% в стандартных полях нейтронов: спонтанного деления 252С1", источника нейтронов с энергией 14 МэВ ГСЭ, установки ££ и е центре активной зоны быстрого реактора БИР-2.

С целью повышения точности измерения скорости реакции активации [ детекторах из золота, меди и лютеция, применяемых для измерения нейтрон пых характеристик в диапазоне тепловых нейтронов, были разработаны методы аттестации указанных детекторов «нулевой» толщины в поле тепловьо нейтронов в центре активной зоны быстрого реактора БР-К1. Детекторы «нулевой» толщины при измерении характеристик полей нейтронов не требую-введения поправок на поглощение ней тронов в них. Аттестацию указанны: детекторов проводили методом «нейтронного» взвешивания относительш стандартных образцов с погрешностью не более 1,5+2 %.

С целью повышения точности измерения нейтронных характеристик ] МОП был разработан абсолютный метод определения эффективной темпера туры тепловых нейтронов с применением детекторов из меди-63, лютеция 176 и плутония-239.. Апробация этого метода проводилась в полях нейтроно тепловых колонн, установленных вблизи активной зоны быстрых реакторо ВНИИЭФ.

Как отмечалось выше, при восстановлении спектра нейтронов в МОП н ЯФУ априорный спектр нейтронов формировали преимущественно в вид суперпозиции четырех спектров: спектра нейтронов деления, максвелловско го спектра тепловых нейтронов, спектра замедления в форме Ферми и спек тра неупруго рассеянных нейтронов. Первые три спектра нейтронов относят ся к наиболее изученным физически обоснованным спектрам в мирово практике нейтронных измерений на ЯФУ. Они воспроизводятся в лаборатор ных условиях. Этого нельзя сказать о четвертом спектре-спектре неупруг

рассеянных нейтронов. В настоящей работе были проведены исследования с целью проверки физической обоснованности его применения для восстановления спектра нейтронов в МОП. Для этого использовали следующую закономерность физики деления ядер. Известно, что мгновенные нейтроны деления ядер имеют в своём составе два компонента, первый из которых обусловлен излучением нейтронов из ядра (когда ядро принимает форму гантели согласно капельной модели ядра) до момента его деления на осколки. Нейтроны излучаются в направлении, перпендикулярном направлению разлёта осколков деления. Их энергия обусловлена квантовыми уровнями возбужденного ядра урана. Второй же компонент мгновенных нейтронов обусловлен излучением их из переобогащенных нейтронами осколков деления в направлении их разлёта. Энергия этих нейтронов обусловлена квантовыми уровнями возбужденных ядер-осколков деления. Доля первого компонента в спектре нейтронов деления (по различным оценкам) лежит в диапазоне от 10 до 20 %. Исходя из изложенного, было сделано предположение о представлении априорного спектра при восстановлении спектра нейтронов деления 235U, 2j9Pu,252Cf и спектра нейтронов в центре металлической A3 четырех быстрых реакторов в виде одной и той же суперпозиции только однотипных пяти спектров неупругого рассеяния в виде:

F(E) = X А, (а'н )2 • Е • ехр(-а'н • Е),

¡=1

где Е - энергия нейтронов.

Восстановление спектра нейтронов осуществлялось по программе КАСКАД.

Спектры нейтронов деления 235U, 239Pu и 252Cf в случае 1-го (нейтроны спектра деления) и 5-ти компонентного представления априорного спектра практически совпадают ( по средней энергии, флюенсу нейтронов, по СКО в сечениях дозиметрических реакций). Спектры нейтронов в центре металлический A3 всех быстрых реакторов, восстановленные с применением 2-х (нейтроны спектра деления и неупруго рассеянные нейтроны) и 5-ти компонент, также совпадают. Отличие в значении компонента неупругого рассеяния с а=5 в случаях 2-х и 5-ти компонентного представления спектров нейтронов в центре A3 быстрых реакторов свидетельствует о том, что первый компонент мгновенных нейтронов деления ядер, обусловленный их вылетом из ядра до его деления, имеет место и составляет 12,8; 15,9; 15,6 % в случае деления ядер 252Cf, 235U и 239Ри, соответственно. Выполненное исследование свидетельствует о том, что применение спектров неупругого рассеяния для формирования априорного спектра при восстановлении спектров нейтронов в МОП на ЯФУ физически обосновано.

Кроме изложенного выше метода, проверка физической обоснованности формирования априорного спектра нейтронов проводилась с использованием уцененных экспериментальных сечений для наиболее изученных полей нейтронов ядерных реакторов, специальных сборок типа CFRMF, BIG-TEN, и

источников нейтронов деления 235и тепловыми нейтронами и спонтанного деления 252С£ С помощью программы КАСКАД восстанавливали спектрь нейтронов в указанных полях и сравнивали оцененные и рассчитанные пс найденному спектру сечения для ряда дозиметрических реакций. Рассогласо вание в сечениях дозиметрических реакций не превышало погрешностей I значениях оцененных сечений ядерных реакций ( не более 3-И %), что под тверждает также физическую обоснованность предложенного метода форми рования априорного спектра нейтронов. Из изложенного выше следует, чт< применение всех четырех физически обоснованных спектров при формиро вании априорного спектра при восстановлении спектра нейтронов в МОГ повышает точность измерения нейтронных характеристик в них (см. п. 3.2).

Для оптимизации измерений нейтронных характеристик в МОП необхо димо: определить оптимальный состав набора активационных и делительны детекторов, облучение детекторов в МОП провести так, чтобы с минималь ной погрешностью определить эффективное время облучения детекторе обеспечить постоянство мощности (энерговыделения) реактора в процесс облучения детекторов, решить вопрос прецизионного мониторирования флк енса нейтронов в процессе облучения каждого детектора; провести измерени наведенной активности в детекторах в оптимальное время после их облуч« ния и с минимальной погрешностью.

В табл.7 приведен состав и характеристики набора активационных и д( лительных детекторов, который использовали при исследовании полей МО] на ЯФУ самых различных типов. Однако при исследовании каждого конкре-ного МОП нет необходимости использовать все типы детекторов этого набс ра, т.к. применение ряда из них не принесет никакой дополнительной инфо| мации о спектре нейтронов. Так, при измерениях в центре металлических А быстрых реакторов с центральным экспериментальным каналом малого ди; метра нет необходимости использовать все типы тепловых и резонанснь детекторов нейтронов из-за полного отсутствия тепловых и эпитепловых не: тронов в центре зоны. И наоборот, применение указанных детекторов пре, ставляет большой интерес при исследовании МОП в замедляющих средг (вода, графит и др.) ядерных реакторов, где вклад тепловых и эпитепловь нейтронов в полный флюенс нейтронов значителен. Оптимальный состав д текторов формировали в каждом конкретном случае измерений, исходя ] требуемой точности измерения нейтронных характеристик, типа ядерно реактора или информации о конструкционных элементах реактора, ответе венных за формирование спектра нейтронов в МОП, условий измерений МОП ЯФУ. Поэтому при аттестации каждого конкретного МОП разрабат] валась специальная программа исследований, которая учитывала все пер численные выше особенности измерений и позволяла оптимизировать пр цесс измерений нейтронных характеристик в нем.

Результаты исследований нейтронных характеристик МОП, создант на базе исследовательских ядерных реакторов в период с 1975 по 2000 г приведены в табл. 8. Все измерения нейтронных характеристик в МОП пр

юдили с применением детекторов специализированного набора ГСЭ, а также :диных методик измерения наведенной активности в них. Определение энергетического спектра нейтронов в МОП проводили по программе КАСКАД. В солон. 5-8 табл. 8 приведены значения констант а и А в формуле, описываю-цей конкретный энергетический спектр нейтронов:

Р(Е) = Ар-(2-а^/2 /л/л)-л/Ё-ехр(-ар-Е) + А1н -(а[|)2 -Е-ехрНхц -Е) +

• + АН '(«н)2 -Е-ехрС-а^ -Е) + Ам -а^ -Е-ехр(-ам -Е) +

,. + Аф-(1/Еаф)- 1 + (107/Е)'

1 + (Е/0,2)2

(113)

где : F(E) - единичный флюенс нейтронов, Е - энергия нейтронов, МэВ; щдексы F, Н, М и Ф относятся к компонентам спектра, обусловленным нейронами деления ядер 235U (либо 239Ри); неупругим рассеянием нейтронов на щрах конструкционных элементов активной зоны ядерного реактора, либо жружающих её предметов; упругим рассеянием нейтронов на ядрах водоро-ia (либо углерода), содержащегося в замедлителях нейтронов либо в мате->иале окружающих предметов; замедленными нейтронами в форме Фермы. Погрешность измерений энергетического спектра для полей МОП установ-1ена равной для диапазонов энергии при доверительной вероятности 0,95: епловых нейтронов - 3+6 %, нейтронов с энергией < 150 кэВ - 15 %, нейтро-юв с энергией 0,15-10 МэВ -3+10 % и нейтронов с энергией 10-18 МэВ - 105 %.

Из данных табл. 8 можно сделать следующие выводы:

1. Спектры нейтронов МОП и их полей-аналогов можно с требуемой шя практики точностью представить в виде суперпозиции физически обос-юванных спектров (см. колон. 5-8 табл. 8).

2. Созданная в РФ система МОП на базе исследовательских ЯФУ по :воим характеристикам находится на уровне лучших зарубежных аналогов.

3. Используя данные табл. 8, можно сформулировать основные закономерности формирования полей нейтронов на ядерных реакторах, знание ко-орых необходимо для оптимизации измерений в полях ЯФУ.

4. Предложенный метод формирования априорного спектра в виде су-трпозиции физически обоснованных спектров при восстановлении спектра шйтронов в МОП обеспечил моделирование спектра на ЯФУ в соответствии ; требованиями решаемых научно-технических проблем.

5. Созданная система МОП на исследовательских ядерных реакторах |беспечивает совместно с ГСЭ единство и требуемую практикой точность ¡оспроизведения размера единиц плотности потока и флюенса нейтронов на дерных реакторах в РФ.

Табл.8

Источник нейтронов. П(П Флюсис нейтронов. Энергия нейтронов в спектре: средняя (МэВ). Компоненты спектра

№ «Л ско. соответствующие доли в спектре: Р-0.95 (кэВ). Р-0.5 (МэВ). Р»0.05 (МэВ)

ядерного реактора (количество ядерных реакций) 0|<АР) ац'(Ап') ам(Ам) х 10' Оф(Аф)

1 2 3 4 5 6 7 8

1 Спонтанное деление 1л

2 Деление и'и*

тепловыми нейтронами

Первичные стандартные спектры

3.16(20) 2,13 , 260:1.68 . 5,5 0,707(100)

2,87(19) 1,94, 240: 1.57. 5,1 0.780(100)

Спектры быстрых и промежуточных нейтронов в центре активных зон быстрых реакторов либо специальных моделирующих устройств

(ЗОШУА (США)

БР-1* ФЭИ (РФ) УАУОГ (Япония)

ТАР1ЯО'

(Италия) БАРС-1 (ЦК)" ЦФТИМО(РФ) БИР-2 (ЦК)" ВНИИЭФ(РФ) БР-1 (ЦК)" ВНИИЭФ (РФ)

10 БРИ-НГ (США)

(ЦК)

11 БР-К1 (ЦК)" ВНИИЭФ (РФ)

110" 3,50(13)

210"

2,78(18)

410"

3,50(14)

МО"

5,0-10"

2,06(11)

4,5-10"

2,98(16)

1,410"

2,24(14)

5,610"

3,03(10)

5-10" 3,05 (9)

1,50. 143. 1.020. 4,5

1,48. 115: 0.950.4.5 1,36, 113. 0,889. 4.22 1.44. 122: 0.90 : 4,4 1.37: 115. 0,820: 4.30 1.206: 100. 0.66. 4,1 1,19; 98: 0.63. 3,9 1.21: 85 : 0.65. 3.95

0,77, 75. 0.40. 2,95

0.780(71.9) 5 (28,1)

0.759 (66.5) 0,794 (63,9)

0,786 (63,0) 0,780 (52,2) 0,786(51.0) 0,810(58.2)

5 (33.5) 5(36,1)

5 (37.0) 5 (47.8) 5 (49.0) 5(41.8)

0,800 (25.6) 5 (74.4)

12 БИГР-1 (ЦК) ВНИИЭФ (РФ)

13 БР-К1 (ЦК+РВ) ВНИИЭФ (РФ)

14 51СМА-5ЮМА"

1,110" 3,32(13)

310"

5,44(13)

5-10°

ИР-100 СВВМИУ 3,88(15)

15 БЮМА-ЗЮЧА' (Бельгия)

16 СПШР" (США)

17 КОТ" (США)

18 BIGTEN (США)

5-10" 4,07(15)

МО" 3,76(16)

1,510" 4,90(14)

4-10" 3,73(13)

0,69. 1.6: 0.295. 2.75

0.661. 63 . 0.35 : 2.35 0,759. 12.75 . 0,330. 3.1

0,774; 20. 0,400, 2,9

0,762. 16: 0.363. 2.8 0,80. 8,0; 0,565. 3.5

0,601: 44: 0,32; 2,33

0.870 (28.2)

0,830(18.9) 0,800(30.0)

0,792(26,3)

0.770 (25.8) 0,835 (48,0)

5 (50.3). 120(10.8). 320(5,96). 1280 (2,74). 4800(2.13)

5 (81.1)

5(42.6). 16(18.9). 80 (5,12). 320 (1,32),

1280 (0,0099); 4800(1,23) 5 (68,7); 80 (2,57). 320(1,29), 1280 (0,0063), 4800 (0,0055)

5 (62,9); 20 (8.75). 802(1,56). 4800 (1,10)

5 (47,5). 320 (2,35). 1280(1,28); 4800 (0,0097)

0,786(18,2) 5 (36,7); 7,5 (45,2)

ГП 2 " [ ~ [ 4 | 5 г 6 | 7 1 8 I

Спектры нейтронов утечки из активных зон быстрых реакторов

19 БАРС-1 (К=ЗГ>0)' 3.65 Ш1: 1,42. 11)8. 0.88 4.40 0,780 (65.3) 5 (34,7)

ЦФТИМО(РФ) 2.93 02)

20 БИР-2 (И =250)' 1,05 10п 1.11. «5 0.575. 3 75 0.780 (46.6) 5(53.4)

ВНИШФ(РФ) 2.72(12)

21 Н ИТ (БП)" 4,15 1()': 0.727; 5.0, 0,310, 3.10 0,830 (29.6) 5 (47,2), 90 3,26 0,98

Ш1ИИЭФ (РФ) 2.94 (13) '15,3). 320 (7,26) (0.0830) (0.0593)

Спектры нейтронов на различных расстояниях от

центра активных зон быстрых реакторов

22 ТИБР (Я=67 ())' 1.36 10|; 0.7661, 0,001. 0.275. 3.30 0,8«) (34,5) 5 (22,5), 20 3,26(3,43) 0,92(1,73)

Ш1ИП(РФ) 2.71(20) (10,7), 80 (8,894).

320 (7,16)

27 ЫМ (К=715)" 3,25-101: 1.235. 32. 0,710. 4,1(1 0.К00 (60,К) 5(34,4) 3,00 0,96(3,89)

ВМИЮФ (РФ) 2.84 (9) (0.906)

24 гам (Д=кмгг 2.01 10,: 1 АМН. 2,0: 0,540: 3,85 ».800 (46,7) 5(46.1) 3,00(1,32) 0 36 (5,XX)

ВМИИ')Ф(РФ) 2,87(13)

25 БГЧ (К=1565)" У,53 10м О.У54. 0,00255. 0.490. 3,50 0,8(4) (40.4) 4 (44.9) 3,00 (2,98) 0,96

НПИ1ПФ(РФ) 2,79(13) (11,78)

2(> КМ (К=2215)" 5.72 10" 0.825. 0,0020 0,355. 3,25 0.815(35.7) 5 (39.9) .1,00(5.17) 0,96

В11ИЮФ (РФ) 2,86 (8) (19,23)

27 БАГС-1 (К=КМ)' 4.97 К)" 0.907. 1,9. 0.370. .1.5 0 790 (40,9) 5 (31 21.10 3 16(1.85) 0 93(5,621

ЦФ1ИМО{РФ) 2,10(11) (12,7). 320(7,5«)

IX ВМ'С-1 (.МОП-п' 8.95 Ю1" 0,828.8.0-КГ\ 0,2X0. 3.5 0,770(35,7) 5(33,1). 320 3,16(7,94) О.УЗ

ЦФГИМО(РФ) 2,98(11) (2.33) (27.93)

ЬлРС-1 (МОП-2)' 7,61-11)'° 0,427. 6.3 )0'\ 0,190. 180 0,794 (12,4) 5 (53.2) 3,16(7.78) 0.93

ЦФ7ПМО(ЯФ) 2.62(11) (26.62)

БР-10(БР-3)° 1.83 10' 0,852, 2.0. 0.39. 3.30 0.790 (32,8) 5(57,2). 1280 0.92(1,89)

ФЭИ(РФ) см'; с"1 (8,67)

2.96(13)

3| НП1 1' (К=800) " 5,55 К)" 0.633. 0,6128. 0.255. 2.75 0.860(27,1) 5(35,0). 20 3,26 (2,21) 0.99 (4,89)

В11ШЭФ (РФ) 2.91 (12) (16,4). 80(1.3,4)

32 БШ Р (Я=2430)" 1.73 Ю" 0,451.5 К>\ 0,016. 2.25 0.850(15,7) 5 (40.2). 50 (14.1) 3,26 (8,04) 0,94

1311И1ПФ (РФ) 2.95(13) (21,96)

33 БИПЧК=ЗЙ00)" 1,06 ю" 0.3457. 4 Ц>\ 0,016. 1,85 0,850(14.0) 5(25,7). 10(18.0) 3,26 (И,9) 0,99 (30,4)

ННИИЭФ(РФ) 3.85(13)

Спектры нейтронов в замедляющих средах

44 ир-5(1(13')к;-1)4 4.07 10" 0.535. 2.4 10й, 0,020. 2,95 0.7X6(24.3) 5(13.6). 20 (6.25) 3.50(25,3) 0.94 (3.49)

1 тки'зт (РФ) 2,97 (20)

35 ИР-50 (В')К-4)' 7,97-10,: 0.260. 1,2 10"\ 7,81()Л 1,9 0.765(12.2) 5 (3,98): 20(1,16) 3.70 (64.8) 0.99(1,37)

ПИКИ'Я (РФ) 2,53 (23)

3<> КВАНТ' ГНЦ 3.25'109 0,409.2.4 К)"'. 2,9 10':. 2.3 0,788 (16.3) 5 (19.2). 20 (11.2) 3.26(25.5) 0.96(2,71)

(РФ) см': с'1

«К\рч а гоне кий 2,84(15)

инститч т»

77 ШЧОО ((3'Ж-4)' 2.48 К)" 0,0304. 1.0 10'' 5.6-10"*. 0,775 (1,51) 5 (0.404 1 3.45(85,9) 0.95(1.32)

С13ВМИУ [32] см"-с"1 0.0128

3.04(17)

34 ИР-100(Ц'Ж)' 7,(Х) И)'3 0.523.2.0 |()'\ 2,5 ЮЛ 3.0 0,795(26.1) 5(6.13) 3.45 (32.7) 0.97(3,16)

СКВМИУ |32]

.1,14(14)

БР-К1 (ЦК)" 2,59 10й 0.141. 11(Г\6.0 10"*. 0.8 0.786(6.34) 5 (4,06) 3.90(73,6) 1,00(1.13)

епт В1 шиэф 2,80(17)

(РФ) [27.34|

40 БРК-1 (ЦК)" п,у- 1.35 Ю" 0.451.2,0 10\ 0,0255 2.5 0,774(18.5) 5(17.7) 3.32(18.5) 0.92 (8.28)

Хонясрмр 3.44(13)

ВНИИОФ(РФ)

[271

I (римсчлшс ' - мс»лс.чир\ ющис «шорные ноля нейтронов, " • нач* мсКгроиоя в стали и иттестацин * - чарубежиые и отечественные аналоги

В главе IV «Создание и исследование моделирующего опорного поля нейтронов для проведения градуировки нейтронной аппаратуры, используемой при испытаниях противорадиационной защиты разрабатываемых объектов военной техники» приведены результаты исследования МОП нейтронов, созданного на базе высокоинтенсивного генератора нейтронов «СНЕГ-13». Моделирующее опорное поле нейтронов МОПС-3 моделирует поле нейтронов на расстоянии 300 метров от синхронно работающих быстрого ядерного реактора и генератора нейтронов с энергией 14 МэВ. Нейтроны с энергией 14,8 МэВ на генераторе СНЕГ-13 генерируют по реакции ^Н (с!, п) 4Не во

вращающейся тритиевой мишени ускоренным (до энергии 270 кэВ) пучко, дейтронов. Активность тритиевой мишени ~ 2 • Ю3 кюри. Радиометро1У монитором в источнике нейтронов является радиометр со счетчиком Маь Кибена. Стабильность его работы контролировали с помощью 239Ри, Ве - ис точника нейтронов. Градуировку радиометра-монитора осуществляли с пс мощью радиометра-нейтронов с активационными детекторами из ниобш входящего в состав ГСЭ, по-методике, описанной в разделе 1. Поле МОПС-формировали на расстоянии 1498 мм от тритиевой мишени генератора с пс мощью специального трансформатора нейтронного излучения, который ра: мещали между мишенью и исследуемой точкой поля. В качестве трансформг тора использовали диски диаметром 726 мм из природного урана (60мм) диаметром 415 мм из графита (94мм), карбида бора (51мм), кадмия (1 мм Поток нейтронов с энергией 14 МэВ после прохождения первого слоя из ура на природного увеличивался примерно в два раза, за счет размножения ней тронов по реакциям (п,2 п), (п,3 п) и (п, £ 4,5 п) на ядрах урана. Таким обра зом, спектр нейтронов, вылетающих из уранового диска, имитирует спект нейтронов одновременно работающих быстрого ядерного реактора и источ ника нейтронов с энергией 14 МэВ. Последующие слои трансформатора ими тируют взаимодействие нейтронов ядерного реактора и источника нейтроно с энергией 14 МэВ со слоем воздуха (300 м) и с поверхностными слоями зем ли между источниками нейтронов и исследуемой точкой поля на расстояни: 300 метров от источников нейтронов. Для измерений спектра нейтронов МОПС-3 использовали спектрометр нейтронов с сцинтилляционным кри сталлом стильбена (разработки ФЭИ). На рис. 9 и в табл. 9 приведены резуль таты измерения спектра и потока нейтронов в МОПС-3. Из приведенных дан ных видно, что поток нейтронов при Е„ > 12 МэВ ослабляется трансформато ром МОПС-3 почти в 10 раз.

Рис.9 Энергетический спектр нейтронов, измеренный с использованием кристалла стильбена размером 15x10 мм за конвертором из урана (1), МОПС-3 (2, 3, стильбен 40x40 мм)

Табл. 9.

Поток нейтронов, с*1 Размер кристалла стильбена, мм. Условия

40x40 15x10 измерении

с энергией > 12 МэВ 3,00- 108 2,60- 109 МОПС-3

с энергией > 0,1 МэВ 8,70 • 108 7,80- 109 МОПС-3

Измеренный радиометром Мак-Кибена 3,12- 109 2,50 • 10ю без трансформатора

В главе V "Создание и исследование моделирующего опорного поля нейтронов для градуировки нейтронной аппаратуры, устанавливаемой на пилотируемых орбитальных станциях", приводятся результаты измерения энергетического спектра нейтронов на орбитальной станции (ОС) МИР, а также результаты исследований созданного моделирующего поля нейтронов МОП-ОС.

Измерение энергетического спектра на ОС МИР проводили в течение последних десяти лет. Трудности измерения спектра нейтронов на ОС связаны с низкой интенсивностью поля нейтронов на ней (3+10 нейтр. см"2-с"'), а также с наличием на борту ОС мешающего протонного излучения. Нейтроны на борту ОС генерируются преимущественно протонами радиационных поясов земли (РПЗ), галактического космического излучения (ГКЛ) и солнечного космического излучения (СКЛ). Кроме того, внутрь станции проникают аль-бедные нейтроны, родившиеся в атмосфере Земли, и нейтроны, появляющиеся во время солнечных вспышек. На ОС долетают от солнца только нейтроны с энергией более 100 МэВ из-за незначительного периода полураспада нейтрона (11,7 мин). Для измерений спектра нейтронов был разработан специальный набор высокочувствительных детекторов нейтронов. В наборе использовали преимущественно интегральные детекторы с делящимися нуклидами: уран-235, -238, нептуний-237, висмут-209. Для формирования энергетической чувствительности отдельных типов детекторов с делящимися нуклидами применены экраны из различных материалов (кадмия толщиной 1 мм, бора-10 0,4 и 1, г-см"2 и полиэтилена - 10 мм). Чувствительный к нейтронам элемент детектора состоит из чередующихся фольг с делящимся веществом и трековых регистраторов осколков деления (слюда-мусковит). Диаметр активной части слоя делящегося вещества -26 мм, диаметр трековых регистраторов - 29 мм. Максимальное количество фольг с делящимся веществом в детекторе - 20 шт. В табл. 10 приведены состав и характеристики описанных детекторов нейтронов. Кроме детекторов с делящимися нуклидами, использовали высокопороговый активационный детектор по реакции |271 (п,2п) ,261 на основе сцинтилляционного кристалла ЫаДТ1) размером 40x40 мм2, который сохранял информации о характеристиках поля нейтронов на ОС за последний месяц экспонирования набора детекторов на ней. Для определения

вклада от спонтанного деления в детекторах набора, помещенного на ОС, идентичный набор детекторов был одновременно размещен в специальном низкофоновом хранилище на Земле.

Табл.10

Ядерная реакция Форма и размеры детектора, мм Эффективная пороговая энергия для взаимодействия с нейтронами, МэВ Число ядер нуклида-мишени в детекторе Число треков, обусловленных делением нуклида-мишени в детекторе Скорость реакции, с'1

(АЭ) цилиндр 032x32 нет 4,45 х 10" 99043 5,02 х 10'25

2ъ1Ди ,/+/>../) (АЭ+КЭ) цилиндр 032x34 5 х 10"7 4,16 х 10" 34299 1,54 х 10"2'

2"и (п,/+А/) (АЭ+БЭ 1.0) сфера 062 3 х Ю"1 1,29 х 102" 41052 7,18 х 10"24

(АЭ+БЭ 1.0+ПЭ) сфера 0102 ю-2 4,45 х 10" 13746 6,97 х 10'24

2"Ыр(» ,/+р,./) (АЭ+КЭ) цилиндр 034x34 5 х Ю7 8,13 х 10" 32115 8,91 х 10'24

2"Ыр («,/+/>,./) (АЭ+БЭ 0,4) сфера 062 0,58 1,18 х Ю2" 44387 8,48 х 10'24

(АЭ+БЭ 0,4) сфера 062 1,6 1,73 х 102" 43374 5,65 х 10'24

и'\(п.2п) (КЭ) цилиндр 048x48 10,3 7,40 х 1025 - 1,27 х 10"24

мВКр,/+п,./) (КЭ) цилиндр 034x34 50 1,32 х 1021 2,37 х 10'25

Примечание: 2"1ДпУ+а/) (АЭ+БЭ 1.0+ПЭ) -детекторе делящимся нуклидом I/, помешанный внутрь экранов га алюминия толщиной I мм, бора-10 толщиной 1,0 г/см2 и полиэтилена толщиной 10 мм.

В колонке 6 табл. 10 приведены измеренные скорости ядерных реакций Я; для детекторов набора, обусловленные как нейтронным, так и протонным излучениями на борту ОС МИР. Измерения проводили на ОС в период с 27.09.1990 г. по 10.08.1992 г. (681,7 сут.). При восстановлении спектра нейтронов на ОС МИР на первом этапе рассчитывали спектр протонов в месте размещения детекторов, затем проводили вычисление и вычитание из величины ^ протонных компонентов скоростей реакций. Для согласования с экспериментальными результатами при расчете всех компонентов спектра учитывали замедление и поглощение протонов в корпусе и аппаратуре ОС в окрестности места размещения набора детекторов. Эффективная толщина корпуса станции по алюминию в месте размещения детекторов составляла ~ 30 г-см"2, что соответствует пороговой энергии пропускания протонов 190 МэВ. На втором этапе работы осуществляли восстановление спектра нейтронов по программе "ПРОСПЕКТ", неоднократно апробированной при восстановлении спектра нейтронов ядерных реакторов различных типов и модифицированной с учетом специфики настоящей задачи. При формировании априорного спектра нейтронов наиболее достоверным участком был спектр нейтронов в диапазоне 0,01-т-Ю МэВ, полученный методом ядерных фотоэмульсий при

эффективной толщине корпуса станции по алюминию - 40 г-см"2. Восстановленный описанным выше способом дифференциальный спектр нейтронов внутри ОС МИР представлен на рис.10. На этом же рисунке представлены результаты измерения спектра нейтронов на ОС, выполненные другими авторами. Из рисунка видно, что данные, полученные в настоящей работе, хорошо коррелируют с данными, полученными другими авторами. Плотность потока нейтронов на борту ОС МИР составила 5,21 нейтр.-см"2'с"', из которых 0,94 нейтр.см"2с"' приходится на нейтроны с энергией больше 18 МэВ. Расчетное значение кермы нейтронов на борту ОС МИР за время нахождения набора детекторов на станции составило 0,01 Грей для человеческого тела при набранном флюенсе нейтронов 3,Н08 нейтр.-см"2.

I -Г"

с 2 Г~

V

--\

^ ч ч\ у\

\\

Ю-' :о° Ю1 Ю? 1с3 Е„. Иэв

'ис.Ю Дифференциальный энергетический спектр нейтронов внутри ОС ЛИР: 1 - метод литерованных слоёв ЯФЭ, 2 - метод протонов отдачи,, кри-(ые 1 и 2 - при толщине корпуса станции 5 « 40 г/см2, 3 - метод с применением делительных детекторов (5 = 20 г/см2)

Измеренный в настоящей работе спектр нейтронов был использован при 1асчете вклада в дозу нейтронного компонента внутри станции МИР. Анализ >езультатов измерений, проведенный совместно с специалистами Института 1едикобиологических проблем и РКК "Энергия", позволил сделать следую-цие выводы: наибольший вклад в плотность потока нейтронов и обусловлен-[ую ими мощность эквивалентной дозы составляют нейтроны с энергией от 00 кэВ до 100 МэВ. При проведении оценок эквивалентной дозы лишь от [ейтронов с энергией от 1 до 15 МэВ (как это делалось раньше) определялось

всего около 30 % суммарной дозы нейтронов, интенсивность нейтронного поля внутри орбитальной станции увеличивается с увеличением толщины защиты станции (увеличение при толщине защиты 40 г/см2 по алюминию над интенсивностью при толщине защиты 20 г/см2 составляет 30+40 %).

Из данных, приведенных выше, видно, что доля нейтронов с энергией более 15 МэВ в спектре ОС МИР составляет всего ~ 22 %. Следовательно, для моделирования спектра нейтронов в первом приближении достаточно смоделировать его в области энергии ниже 15 МэВ. Групповой спектр нейтронов нг ОС МИР в диапазоне 0,5 эВ+15 МэВ приведен в табл. 11.

Табл. 11

Диапазон энергии 0,5 эВ-- 1 кэВ 1 кэВ--1 МэВ 1-3 МэВ 3-5 МэВ 5-7 МэВ 7-9 МэВ 9-11 МэВ 11-13 МэВ 13-15 МэВ

Доля нейтронов, % 6,5 49,8 15,9 7,8 5,4 4,5. 4,1 3,59 2,22

Из данных таблицы видно, что доля нейтронов по энергетическим груп пам плавно увеличивается по мере уменьшения энергии.

В настоящей работе было создано моделирующее опорное поле МОГ! ОС, близкое по спектру к групповому спектру табл. 11. Оно создано на баз эталонного источника с энергией 14 МэВ ГСЭ. Поле нейтронов МОП-О* сформировано на расстоянии г=995 мм от тритиевой мишени генератора не? тронов, в которой генерируются нейтроны с энергией 14 МэВ. Нейтронь вылетающие из мишени генератора, затем проходят через специальны трансформатор нейтронного излучения (который установлен вплотную к М1 шени) с целью деформации первичного спектра нейтронов и формирования точке 1=995 энергетического спектра, близкого к групповому спектр табл. 11. В качестве трансформатора нейтронного излучения использовал шар из урана диаметром 130 мм и набор дисков диаметром 415 мм из сл дующих материалов: свинец (27 мм), графит (138 мм), полиэтилен (50 мм карбид бора В4С (50 мм), алюминий (38 мм), кадмий (1 мм). Мониториров ние флюенса нейтронов в точке г=995 осуществляли с помощью радиомет] сопутствующих а-частиц эталонного источника нейтронов. Измерение эне гетического спектра нейтронов в точке г=995 в диапазоне энергии 0,2+ МэВ проводили с помощью спектрометра нейтронов с сцинтилляционнь кристаллом стильбена размером 40x40. В табл. 12 представлены измеренш значения поглощенной и эквивалентной доз нейтронов на один отсчет ради метра сопутствующих а-частиц в т.ч. г=995 полученные с применением апп

ратуры, входящей в состав государственных эталонов поглощенной и эквивалентной доз нейтронов.

Табл. 12

№ п/п Расстояние от тритие- вой мишени, мм Трансформатор нейтронного излучения Поглощенная дета на один отсчет монитора (Д) Эквивалентная доза на один отсчёт монитора (Н)

Д,, Гр/имп. Погрешность, % Д„ Гр/имп. Погрешность, % Ни, Зв/имп. Погрешность,

590 - 9,33-10'10 ±8 2,30-Ю-'2 + 100 -50 5,1-10"' 20

2 995 - 4,36-Ю-10 ±8 1,80-10"12 + 100 -50 2,7-10-' 20

3 150 - 2,38-10"10 ±8 2,25-10'12 + 100 -50 1,7.10"' 20

4 995 шар из урана 0130 мм 1,45-10"ш ±8 3,00-10-" + 15 1,4-10"' 15

5 995 МОПС-ОС 4,40-10-" ±8 2,80-10-" + 15 4,4.10"'° 15

В главе VI «Создание и исследование моделирующих опорных полей термоядерных нейтронов» рассматриваются методы аттестации МОП нейтронов, создаваемых на базе источников нейтронов с энергией 14 МэВ. Как отмечалось выше, аттестация средств измерений на ЯФУ осуществляется в соответствии с государственной поверочной схемой ГСЭ (рис.1). Прямая передача размера единиц от эталонных источников возможна только к источникам на ЯФУ, имеющим идентичные (эталонным) нейтронные характеристики. К таким источникам относятся источники термоядерных нейтронов. Генерация нейтронов в них осуществляется, как и на эталонном источнике, по реакции 3Н (с1,п)4Не. Энергетический спектр нейтронов, вылетающих из мишенных блоков таких источников, близок к спектру нейтронов эталонного источника нейтронов с энергией 14 МэВ. Методы-прямой передачи размера единиц от ГСЭ с помощью радиометров нейтронов с энергией 14 МэВ состоят в определении чувствительности радиометра к нейтронам с энергией 14 МэВ на эталонном источнике ГСЭ; в определении флюенса нейтронов с энергией 14 МэВ в аттестуемом МОП с помощью отградуированного радиометра; в сопоставлении полученных значений флюенса нейтронов с энергией 14 МэВ с количеством импульсов радиометра- монитора аттестуемого источника нейтронов за одно и то же время измерений. В качестве радиометров нейтронов для передачи размера единиц от ГСЭ применяли радиометры с телескопическим счетчиком протонов отдачи, с активационными детекторами из ниобия и с сцинтилляционным кристаллом стильбена. Устройство указанных радиометров аналогично радиометрам, описанным в разделе 1. Расчет флюенса нейтронов с энергией 14 МэВ в случае применения указанных выше радиометров для передачи размера единиц от ГСЭ к аттестуемому источнику проводили по формулам:

Р,4 =

N.

к

(и;

Рм =

по

■к

(15;

где: число отсчетов радиометра с телескопическим счетчиком про-

э

тонов отдачи (либо с сцинтилляционным кристаллом стильбена), Бр- чувствительность радиометра к нейтронам с энергией 14 МэВ, полученная на ГСЭ; к - поправочный коэффициент, учитывающий отличие в сечении реакции, имеющей место в детекторе радиометра, для энергии эталонного и аттестуемого источников нейтронов; п0- скорость счета импульсов в пике полного поглощения от гамма-квантов с энергией 0,934 МэВ, излучаемых детектором из ниобия, приведенная на конец времени облучения детектора нейтронами;

число ядер нуклида- мишени 93ЫЬ в детекторе; ^ - время облучения детектора нейтронами, X - константа распада 92тМЬ.

Описанные радиометры обеспечивают передачу размера единиц от ГСЭ в диапазоне 109-г1015 нейтр.-см"2-с"' с случайной погрешностью не более 2 % (Р=0,95).

В тех случаях, когда на аттестуемых источниках нейтронов с энергией 14 МэВ реализованы абсолютные методы определения флюенса нейтронов, их аттестацию проводили путем сличений с эталонным источником нейтронов ГСЭ.

В табл. 13 приведены характеристики созданных на ЯФУ в РФ эталонных источников нейтронов с применением описанных выше методов.

Табл.13

№ п / п Обозначение источников нейтронов Тип нейтронного генератора Энергия /скоряе-чого пучка дейтронов, кэВ Энергия енери->уемы\ нейтронов. Мэв Поток нейтронов из мишенного блока генератора. с'1 Диапазон плотности потока нейтронов, см'гс_| Погреш-иость зоспронз-зедення ПЛОГНОСТ1 потока нептро- ÍOB, % 'Р=0,95) Местонахождение источника нейтронов

I 2 3 4 5 6 7 8 9

1 ЭИ-14 (ТЭТ 5 1-80) нг-160 НГ-150 150 150 14.70 14,80 1-10" МО1" 1 ЮМ-10' 1-2 Г11 ВНИИФТРИ. п Менаелеево

2 ОИ-Г-18 НГ-150 150 14,75 1-Ю" 4-loVl-lo' 2,5 ВНИИЭФ. г Саров

5 ОИ-Г-22 ИГ-14-1 140 14.6 МО1" мо'-мо' 3.0 ВНИИЭФ, г Саров

4 ОИ-Г-25 РИФ-1 плазмофо-кус 14.1 10"'+I0,J пмп"1 М0'Ч МО" см"' 8,0 ВНИИЭФ, г Саров

5 ОИ-Г-19 НГ-150 150 14.6 1 10" s-ioVs-io1, 3,0 НИИТ. г Москва

6 ОИ-Г-ЗО собственного изготовления 220 14,75 1 1012 ЫО'+ЫО" 4,5 КГУ, г Киев

7 ОИ-Г-3 3 ИНК-9-1 120 14,1 110'+8 10' 10 ВНИИГеоси-стем, г Москва

$ ОИ-Г-17 НГ-200 200 14,75 1-Ю" 5 |0^5-10'' 4 ЭИ им Г М Кржижановского, г Москва

9 ОИ-Г-26 СНЕГ-13 250 14,70 МО" llO'ti 10' 5 ЦФТИМО, г Москва

10 ОИ-Г-28 сооственно-го изготов-пення 150 14.85 1-10" i-io'tl-io" смг 4.5 МИФИ, г.Москва

1 1 ОН-Г-20 ТСНГ-2 120 14,75 1-Ю1" мо'-и-ю* 5 ВНКИавтомати-кп, г Москва

44

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

В результате выполненных комплексных исследований решена крупн; научно-техническая проблема в области метрологического обеспечения не тронных измерений на ЯФУ в РФ, имеющая важное народно-хозяйственн! значение, создана и исследована система моделирующих опорных полей не тронов на исследовательских ядерных реакторах и нейтронных генератор; предприятий различных ведомств. Моделирующие нейтронные поля испол зуют для градуировки аппаратуры систем управления и защиты ядерн энергетических и силовых установок транспортных средств; для радиацио; ных испытаний радиоэлектронной аппаратуры, объектов военной техник материалов и узлов разрабатываемых ядерных реакторов; для градуиров! радиометрической и дозиметрической аппаратуры (включая и аппаратур устанавливаемую на орбитальных космических станциях), при проведет фундаментальных нейтронных исследований, а также при лечении онкол< гических заболеваний.

В работе получены следующие основные результаты:

1. Создана система моделирующих опорных полей нейтронов на иссл довательских ядерных реакторах и нейтронных генераторах (15 полей), оси ванная на принципе согласованного с ГСЭ воспроизведения размера едиш плотности потока и флюенса нейтронов, удовлетворяющая требования практики нейтронных измерений на ЯФУ. Размер единиц плотности потока флюенса нейтронов в МОП на ядерных реакторах воспроизводится в диап зоне энергии Ю"10-И8 МэВ.

2. Модернизирован ГСЭ, в том числе: расширен диапазон воспроизвел ния единиц плотности потока и флюенса нейтронов на пять порядков (диап зон плотности потока составляет Ы0"'-И-10"8 нейтр. -см^-с"1); реализовг дополнительный метод протонов отдачи для измерения плотности пото) нейтронов с энергией 14 МэВ (с погрешностью 2,5 % при доверительной в роятности 0,95); разработаны новые средства передачи размера единиц < ГСЭ (радиометры со счётчиком протонов отдачи и активационными детект рами из ниобия); улучшено энергетическое разрешение радиометрическо: комплекса по энергии гамма-излучения (разрешение по гамма-лиш 1332,5 кэВ 60Со составило 2 кэВ); уменьшен энергетический разброс нейтр' нов в пучке нейтронов с энергией 14 МэВ (не более 100 кэВ); повышена эк плуатационная надёжность ГСЭ за счёт введения в состав эталона дополн! тельных приборов и оборудования (второго более высокоинтенсивного ген ратора нейтронов НГ-150, второго гамма-спектрометра с полупроводниковы детектором из германия).

3. Разработан комплекс методов и средств для согласованного с ГС воспроизведения размера единиц плотности потока и флюенса нейтронов МОП ЯФУ при их аттестации. (Набор активационных и делительных дете торов, нейтронный спектрометр со стильбеном, набор специальных высою чувствительных детекторов нейтронов для измерений на орбитальной ста

ш МИР и др.) Погрешность воспроизведения указанных единиц в МОП на херных реакторах составляет 3-6 %, а на нейтронных генераторах 2 -5 % эи доверительной вероятности 0,95.

4. Предложен и реализован метод формирования априорного спектра в аде суперпозиции оптимального количества физически обоснованных спек-юв при восстановлении спектров нейтронов в МОП ядерных реакторов, ко-)рый позволил установить физические закономерности формирования энергических спектров нейтронов на ядерных реакторах, оптимизировать прочее измерений нейтронных характеристик в реакторных полях; сопоставить ;йтронные характеристики создаваемых МОП и их аналогов, систематизи-твать данные о характеристиках полей нейтронов на исследовательских 1ерных реакторах как в РФ, так и за рубежом.

5. Разработаны и реализованы методы проверки физической обоснован-эсти формирования априорного спектра нейтронов на ядерных реакторах: етод с применением физики деления ядра, метод с использованием инте-»альных сечений дозиметрических ядерных реакций в наиболее изученных элях нейтронов (Benchmark Neutron Fields), а также метод, основанный на [кономерностях взаимодействия нейтронов с материалом элементов конст-/кции реактора, ответственных за формирование спектра нейтронов. Один t методов позволил получить количественные соотношения мгновенных >мпонент нейтронов деления 235U, 239Pu и 252Cf.

6. Созданы первые в РФ источники тепловых нейтронов на базе генерала нейтронов с предварительным замедлением 14 МэВ-нейтронов в резуль-те неупругих процессов (n,n'), (n,2n), (n,3n), (n,f4,5n) в материалах, содер-ащих тяжёлые элементы (уран, свинец).

7. Разработан и апробирован модифицированный метод абсолютного феделения эффективной температуры нейтронов в замедлителях с приметнем детекторов из лютеция, плутония-239 и меди.

8. Впервые в мировой практике нейтронных измерений измерен энерге-■ческий спектр нейтронов внутри ОС МИР в широком диапазоне энергии от :пловых до сотен мегаэлектронвольт. Это измерение спектра позволило ус-1Н0вить, что наибольший вклад в плотность потока нейтронов и обуслов-:нную им мощность эквивалентной дозы вносят нейтроны с энергией от Ю кэВ до 100 МэВ, что при проведении оценок эквивалентных доз лишь от ¡йтронов с энергией от 1 до 15 МэВ (как это делалось в более ранних рабо-ix) определялось всего около 30 % суммарной дозы нейтронов, что интен-1вность нейтронного поля внутри орбитальной станции увеличивается с ¡сличением толщины корпуса станции (увеличение при толщине 40 г ем"2 по 1юминию над интенсивностью при толщине 20 г-см'2 составляет 30-40 %), и 1здать МОП нейтронов на эталонном источнике нейтронов с энергией I МэВ для градуировки нейтронной аппаратуры, устанавливаемой на борту >битальной станции.

Содержание диссертации отражено в 85 публикациях, включая следующие основные работы:

1. Васильев Р.Д., Ярына В.П., Севастьянов В.Д. Государственный специальный эталон единицы плотности потока нейтронов для области измерений на ядерно-физнческих установках. - Измерительная техника, 1974, №7, с. 10-14.

2. Васильев Р.Д., Севастьянов В.Д., Цой B.C., Давиденко В.А. Образцовая радиометрическая установка типа УОР-1 для измерения активносп а-источннков. - Методика и аппаратура для точных измерений параметров ионизирующих излучений: Труды ВНИИФТРИ, - М., 1975, в.22 (52), с.39-44

3. Голиков И.Г., Лещаков И.И., Остроумов В.И., Щебет А.И., Севасть: нов В.Д., Александров Б.М., Васильев Р.Д. Применение детекторов 238Ри 241 Am для измерения спектра нейтронов. - Методы и аппаратура для то1 ных измерений параметров ионизирующих излучений: Труды ВНИИФТРИ, М. 1976; в.30, с.42-46.

4. Васильев Р.Д., Давиденко В.А., Севастьянов В.Д., Цой B.C., Ярьп В.П. Методика актнвационных измерении характеристик полей мош энергетических нейтронов с энергией 14 МэВ. - Сб. Метрология нейтро1 ных измерений на ядерно-физических установках. Материалы I Всесоюзно школы. - М.: ЦНИИатоминформ, 1976, т.2, с.94-98.

5. Александров Б.М., Жерехов В.Г., Ламаев С.Л., Николаев В.А., С( ловьёв С.М., Солошенков П.С., Севастьянов В.Д. Эффективность регистр; цин осколков деления твердотельными трековыми детекторами на осж ве слюды. - Атомная энергия, 1980, в.4, т.48, с.252-253.

6. Барабанов С.А., Борисов Г.А., Григорьев Е.И., Мартемьянов И.Н., С( вастьянов В.Д., Тарновский Г.Б., Ярына В.П. Нейтронные поля для иссл( дований на реакторе ИР-100. - Атомная энергия, 1983, в.2, т.54, с. 124-125.

7. Беспалов Д.Ф., Блюменцев A.M., Дылюк A.A., Севастьянов В.Д., Цо B.C., Ярына В.П. Система метрологического обеспечения измерении ш токов быстрых нейтронов скваженных нейтронных генераторов. - С( «Геофизическая аппаратура», - Л.: Недра, 1981, в.74, с.118-123.

8. Севастьянов В.Д., Ярына В.П. Авторское свидетельство № 103939« Способ получения потока тепловых нейтронов и устройство для его осч ществления от 03.05.1983 г.

9. Севастьянов В.Д., Ярына В.П. Авторское" свидетельство № 114062! Источник тепловых нейтронов от 15.10.1983 г.

10. Севастьянов В.Д., Тютиков Н.В. Исследование образцов веществ делящимися нуклидами. - Методы и аппаратура для точных измерений п; раметров ионизирующих излучений: Сб. научных трудов ВНИИФТРИ, - М 1984, с.77-84.

11. Севастьянов В.Д., Ярына В.П. Образцовые источники нейтроно на нейтронных генераторах. - Тезисы докладов / IV Всесоюзное совещани

0 метрологии нейтронного излучения на реакторах и ускорителях. - М. 985, с.8-9.

12. Севастьянов В.Д., Александров Б.М. Способ аттестации детекторов делящимися нуклидами, применяемых для измерений в интенсивных олях нейтронов. - Измерительная техника, 1988, № 5, с.60-61.

13. Севастьянов В.Д., Борисов Г.А., Авторское свидетельство № 526492. Устройство для получения изотропного диффузного поля тепло-ых нейтронов от 22.02.1988 г.

14. Севастьянов В.Д., Цой В.С. Создание комплекса образцовых эедств измерении в Энергетическом институте им. Г.М. Кржижановско-> для метрологического обеспечения исследований бланкетов. термо-вдрных реакторов. - Сб. научн. тр. / ЭНИН им. Г.М. Кржижановского, - М., Ш г., с. 18-22.

15. Севастьянов В.Д. Детектор моноэнергетических нейтронов с энер-¡ей 14 МэВ. - Измерительная техника, 1989, № 12, с.46.

16. Севастьянов В.Д. Применение сцинтилляционного кристалла а Л (Т1) для измерения флюенса нейтронов с энергией 14 МэВ. Измери-:льная техника, 1990, № 2 с.50.

17. Борисов Г.А., Севастьянов В.Д. Исследование с шаровыми конвер-)рами в источниках тепловых нейтронов, создаваемых на базе ней-юиного генератора. - Приборы и техника эксперимента, 1990, № 5, с.48-).

18. Борисов Г.А., Севастьянов В.Д., Ярына В.П., Глушихин В.В., Кув-инов М.И., Лалетин Е.Л., Маслов Г.Н., Нефедов Ю.Я., Пашкин Н.Ф. Созда-1е отраслевой метрологической базы нейтронных измерений. - Тезисы (кладов V Всесоюзного совещания по метрологии нейтронного излучения

1 реакторах и ускорителях, - М.: НПО ВНИИФТРИ, 1990, с.3-4.

19. Багаев В.М., Борисов Г.А., Брегадзе Ю.И., Мартаков Ю.П., Севастья->в В.Д., Пикапов Г.Л., Терешкин И.С., Ярына В.П. Система метрологиче-:ого обеспечения измерений на экспериментальной базе «БАРС-ПРИЗ». Гезисы докладов V Всесоюзного совещания по метрологии нейтронного лучения на реакторах и ускорителях, - М.: НПО ВНИИФТРИ, 1990, с.5-7.

20. Борисов Г.А., Севастьянов В.Д., Тарновский Г.Б. Исследование лектора нейтронов с делящимся нуклидом 236и. - Тезисы докладов V Все-гозного совещания по метрологии нейтронного излучения на реакторах и корителях, - М.: НПО ВНИИФТРИ, 1990, с.23-25.

21. Севастьянов В.Д. Применение активацнонного детектора из нио-!я для измерений флюенса нейтронов с энергией 14 МэВ. - Тезисы док-дов V Всесоюзного совещания по метрологии нейтронного излучения на акторах и ускорителях, - М.: НПО ВНИИФТРИ, 1990, с.63.

22. Борисов Г.А., Севастьянов В.Д., Вершинин В.Г., Игнатов И.И., Мас-в Г.Н. Прецизионные измерения с делящимися детекторами нейтронов зеакторе БИР-2. - Тезисы докладов V Всесоюзного совещания по метроло-

гии нейтронного излучения на реакторах и ускорителях, - М.: НПО ВНИМ ТРИ, 1990, с.131-133.

23. Севастьянов В.Д., Кошелев A.C., Маслов Г.Н. Стандартное пол нейтронов в центре активной зоны БИР-2. - Атомная энергия, 1994, т.7( в.1., с.55-61.

24. Тарновский Г.Б., Севастьянов В.Д. Создание библиотеки сечени деления рабочего вещества детекторов, предназначенных для измерени в протонно-нейтронных полях. - Приборы и техника эксперимента, 199! № 3, с.33-36.

25. Севастьянов В.Д., Ярына В.П., Борисов Г.А., Тарновский, Г.Б., Ki риллов А.И., Казанцев В.В.. Суровцев И.В., Терешкин И.С., Мартаков Ю.Г Комплекс моделирующих и опорных нейтронных полей на базе реактор БАРС-1. - Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика радиационног воздействия на радиоэлектронную аппаратуру, 1994, в.3-4, с.65-68.

26. Борисов Г.А., Жуйко C.B., Кадилин В.В., Лягушин В.И., Севастьяно В.Д., Самосадный В.Т., Тарновский Г.Б. Разработка детекторов для изм< рения спектра и флюенса нейтронов в низкоинтенснвных полях. - До< тижения прикладной ядерной физики: Сб. научн. Тр. / МИФИ, - М.: Энергс атомиздат, 1992, с.23-31.

27. Севастьянов В.Д., Чукляев C.B. Метрологическое обеспечение Hei тронных измерений в России. - Атомная энергия, 1995, т.78, в.1, с.41-46.

28. Севастьянов В.Д., Кошелев A.C., Маслов Г.Н., Одинцов Ю.М. Двух компонентное представление спектра нейтронов на быстрых исследовг тельских реакторах. - Атомная энергия, в.2, т.79, с.107-117.

29. Севастьянов В.Д., Тарновский Г.Б., Езерский В.Ф., Котухов И.И Сысоев A.C. Результаты аттестации пучка нейтронов Б-3 реактора БР-1( - Рабочее совещание «Применение нейтронов ядерных реакторов в лучево терапии. Состояние и перспективы.», 17-19 октября 1995 г., г. Обнинск.

30. Севастьянов В.Д., Тарновский Г.Б., Лягушин В.И., Измерение энер гетического спектра нейтронов на орбитальной станции «МИР». - Кос мические исследования, 1997, т.35, № 2, с.215-219.

31. Севастьянов В.Д., Лягушин В.И., Маслов Г.Н., Пермяков Ю.В. ( развитии методов контроля качества и аттестации стандартных образ цов делящихся веществ. - Измерительная техника, 1997, № 9, с.65-67.

32. Севастьянов В.Д., Лягушин В.И. Методы аттестации стандартны образцов 235U, 238U и 237Np с толщиной слоя нуклида - мишени 0,5 -мг/см2. - Измерительная техника, 1997, № 9 с.56-58.

33. Севастьянов В.Д., Трыков Л.К., Колеватов Ю.М., Волков B.C., Ко вальчук В.Д., Мартаков В.Д. Исследование характеристик полей.нейтро нов и гамма-излучения высокоинтенсивного источника нейтронов энергией 14,8 МэВ, созданного на базе нейтронного генератора. - Атомна энергия, 1997, т.82, в.б., с.432-439.

34. Дудкин В.Е., Потапов Ю.В., Лягушин В.И., Плющев В.А., Севастья нов В.Д., Сравнение результатов измерений энергетических спектро

гнтронов на орбитальном комплексе «МИР». - XI Конференция по кос-пческой биологии и авиакосмической медицине, Москва, 22-26.06.1998 г., 2, с.246-247.

35. Севастьянов В.Д., Езерский В.Ф., Трыков Л.А., Колеватов Ю.И., Се-:нов В.П., Волков B.C. Опорные поля нейтронов и фотонов на эталон->м источнике 14 МэВ нейтронов. - Тезисы докладов VII Российской науч->й конференции «Защита от ионизирующих излучений ядерно-физических тановок», 22-24.09.1988 г., МАЭ РФ, г. Обнинск, с.160-162.

36. Григорьев Е.И., Галиев Н.Б., Севастьянов В.Д., Ярына В.П. Стан-ртные образцы в системе метрологического обеспечения нейтронных мереннй на атомных реакторах. - Сб. тезисов докладов на международ-м симпозиуме «Стандартные образцы в системе метрологического обеспе-ния качества материалов, здравоохранения и охраны окружающей среды» -28 сентября 1979, М., Изд. стандартов, 1979, с.57.

37. Кошелев A.C., Маслов Г.Н., Одинцов Ю.М., Севастьянов В.Д. Изме-ние температуры нейтронов детекторами из меди и лютеция. - Тезисы кладов VII Российской научной конференции «Защита от ионизирующих пучений ядерно-физических установок», 22-24.09.1988 г., МАЭ РФ, г. 06-нск, с.173-175.

38. Кошелев A.C., Одинцов Ю.М., Маслов Г.Н., Севастьянов В.Д. Ис-чник тепловых нейтронов для калибровки детекторов «нулевой» тол-шы. - Приборы и техника эксперимента, 1999, № 3, с. 19-26.

39. Lagouchin V.l., Doudkin V.E., Sevast'yanov V.D., Potapov Jou.V., ssian measurements of neutron Energy Spectra on the MIR orbital station, i Work shop. Predictionary and measurements of secondary neutrons in ace. Houston, Texas, 28-30 September 1988, p. 1-20.

40. Кошелев A.C., Маслов Г.Н., Одинцов Ю.М., Севастьянов В.Д. Осо-шости и результаты определения эффективной температуры тепло-х нейтронов для избранных нейтронных полей на ИЯР ВНИИЭФ. НТ, Сер: Физика ядерных реакторов, вып. 3-4, М., 1999 г., с.9-18.

41. Севастьянов В.Д. Представление спектра нейтронов деления ядер J, 239Pu, 252Cf и реакторного спектра виде суперпозиции нз пяти функ-\ неупругого рассеяния. - Атомная энергия, 2000, т. 88, вып. 4, с.292-299.

42. Кошелев A.C., Севастьянов В.Д. Аналитическое представление ктра нейтронов деления 235U и 252Cf. - Атомная энергия, 2000, т. 88, вып. . 299-303.

43. Кошелев A.C., Маслов Г.Н., Одинцов Ю.М., Севастьянов В.Д. Воз-кности и перспективы использования импульсных реакторов БР-1 и К1 для метрологической аттестации специализированных нейтрон-с детекторов. Харитоновские Чтения 03-07 апреля 2000. «Импульсные эные реакторы на пороге XXI века», РФЯЦ ВНИИЭФ, г. Саров, Нижего-ской области.

44. Севастьянов В.Д. Система моделирующих опорных полей нейтрс нов на исследовательских реакторах. - Атомная энергия, 2000, т. 88, вьн 5, с. 378-387.

45. Севастьянов В.Д. Измерительный комплекс для градуировк нейтронной аппаратуры СУЗ транспортных ЯЭУ. - Атомная энерги 2000, т. 88, вып. 5, с. 387-391.

46. Севастьянов В.Д. Авторское свидетельство № 1039396. Способ п< лучения потока тепловых нейтронов и устройство для его осуществл) ния. (03.05.1983).

47. Севастьянов В.Д. Авторское свидетельство № 1116854. Детекто нейтронов с энергией 14 МэВ. (01.06.1984).

48. Севастьянов В.Д., Ярына В.П. Авторское свидетельство № 122046: Детектор нейтронов с делящимся нуклидом для измерения флюенса не! тронов. (22.11.1985).

49. Севастьянов В.Д., Ярына В.П. Авторское свидетельство J 13931180. Резонансный детектор промежуточных нейтронов. (15.09.1986

50. Севастьянов В.Д., Ярына В.П. Авторское свидетельство № 114062 Источник тепловых нейтронов. (15.10.1983).

51 Севастьянов В.Д. Авторское свидетельство № 1589860. Истомин тепловых нейтронов. (01.05.1990).

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

В результате выполненных комплексных исследований решена крупная научно-техническая проблема в области метрологического обеспечения нейтронных измерений на ЯШУ в РФ, имеющая важное народно-хозяйственное значение, создана ,и исследована система моделирующих опорных полей нейтронов на исследовательских ядерных реакторах и нейтронных генераторах предприятий различных ведомств. Моделирующие опорные нейтронные поля используют для градуировки аппаратуры систем управления и защиты ядерно-энергетических и силовых установок транспортных средств; для радиационных испытаний радиоэлектронной аппаратуры, объектов военной техники, материалов и узлов разрабатываемых ядерных реакторов;, для градуировки радиометрической и дозиметрической аппаратуры (включая и аппаратуру, устанавливаемую на орбитальных космических станциях); при проведении фундаментальных нейтронных исследований, а также при лечении онкологических заболеваний.

В работе получены следующие основные результаты:

1. Создана система моделирующих опорных полей нейтронов на исследовательских ядерных реакторах и нейтронных генераторах (15 полей), основанная на принципе согласованного с ГСЭ воспроизведения размера единиц' плотности потока и флюенса нейтронов, удовлетворяющая требованиям практики нейтронных измерений на ЯФУ. Единицы плотности потока и флюенса нейтронов в МОП на ядерных реакторах воспроизводится в диапазоне энергии Ю-10 - 18 МэВ.

2. Модернизован ГСЭ, в том числе: расширен диапазон воспроизведения единиц потока и флюенса нейтронов на пять порядков (диапазон плотности потока составляет 1.10-1-1.103 нейтр.см-2.с-1); реализован донейтронов в пучке нейтронов с энергией 14 МэВ ( не более 100 кэВ); повышена эксплуатационная надежность ГСЭ за счет введения в состав эталона дополнительных приборов и оборудования i, второго более высокоинтенсивного генератора нейтронов НГ-150, второго гамма-спектрометра с полупроводниковым детектором из германия).

3. Разработан комплекс методов и средств измерении для согласованного с ГСЭ воспроизведения размера единиц плотности потока и флюен-са нейтронов в МОП ЯФУ при их аттестации. (Набор активационных и делительных детекторов, нейтронный спектрометр с кристаллом стильба, набор специальных высокочувствительных детекторов нейтронов для измерений на .орбитальной станции МИР и др.) Погрешность воспроизведения указанных единиц в МОП на ядерных реакторах составляет 3-6%, а на нейтронных генераторах 2-5% при доверительной вероятности 0,95.

4. Предложен и реализован метод формирования априорного спектра в виде суперпозиции оптимального количества физически обоснованных спектров при восстановлении спектров нейтронов в МОП ядерных реакторов, который позволил установить физические закономерности формирования . энергетических спектров нейтронов на ядерных реактора:-:, оптимизировать процесс измерений нейтронных характеристик в реакторных полях, сопоставить нейтронные характеристики создаваемых МОП и их аналогов-, систематизировать данные о характеристиках полей нейтронов на исследовательских ядерных реакторах, как в РФ, так и за рубежом. полях нейтронов (Benchmark Neutron Fields), а также метод, основанный на закономерностях взаимодействия нейтронов с материалом элементов конструкции реактора, ответственных за формирование спектра нейтронов. Один из методов позволил получить количественные соотношения мгновенных компонент нейтронов деления 2j5U, 2,:)aPu и 252Cf.

6. Созданы первые в РФ источники тепловых нейтронов на базе генератора, нейтронов с предварительным замедлением 14 МэВ-нейтронов в результате неупругих процессов (n,n'),(n,2n),(n,3n),(n,f4,5n) в материалах, содержащих тяжелые элементы (уран,свинец.].

7. Разработан и апробирован модифицированный метод абсолютного ' определения эффективной температуры нейтронов в замедлителях с применением детекторов из лютеция, плутония-239 и меди. . .

3. Впервые, в мировой практике нейтронных измерений, измерен энергетический спектр нейтронов внутри ОС МИР в широком диапазоне энергии от тепловых до сотен мегаэлектронвольт. Это измерение спектра позволило установить, что наибольший вклад в плотность потока нейтронов и обусловленную ими мощность эквивалентной дозы вносят нейтроны с энергией от 100 кэВ до 100 МэВ, .что при проведении оценок "эквиЕалетных доз лишь от нейтронов с энертиеи от 1 до 15 МэВ (как это делалось В' более ранних работах) определялось всего около 30% суммарной дозы нейтронов, что интенсивность нейтронного поля внутри орбитальной станции увеличивается с увеличением толщины корпуса станции (увеличение при толщине 40 г.ом по алюминию составляет У0-40%], и создать МОП нейтронов-на эталонном источнике, нейтронов с энергией 14 МэВ для градуировки. нейтронной аппаратуры, устанавливаемой на борту орбитальной

1. Vlasov М, IAEA Programme on Benchmark Neutron Fields Applications. INDS(SEC) 54/1 + Dos.,1976.

2. ШЫ1 uy W. 14. , ri«iciU. LictLct UW VWlUyiltei It, dllu lBSLiag Iui tsUsb

3. Reactor Dosimetry, Nuclear TechnologyД975, v.25, N2, pp.177-179.

4. IASTM-EURATOM Simposium on Reactor Dosimetry Develoupment and Standardization, Petten, Sept. 22-26, 1976.

5. Proceedings, of consultants meeting- on nuclear data for reactor dosimetry, Vienna, IAEA, 1973.

6. Neutron Cross Sections For Reactor Dosimetry,IAEA-208, Vienna, 1978.

7. Ярына В.П. Диссертация "Разработка государственной системы обеспечения единства нейтронных измерений на ядерно-физических установках" на соискание ученой степени докт.техн.наук. М., 1990.

8. Shibata Tokushi, Itamura Mineo, Shibata Seiichi e.a., A method to estimate the fast-neutron fluence for the Hiroshima atomic bomb.- J.Phys.Soc.Jap.,1994,63,N10,3546-3547.

9. Севастьянов В.Д., кошелев А.С., Маслов Г.Н. Стандартное поле нейтронов в центре активной зоны ВИР-2. Атомная энергия, 1994, г.76, Е.1, с.55-61.

10. Колесов В.Ф. Вопросы управления, безопасности и метрологии в области апериодических импульсных реакторов (Обзор). ВАНТ. Сер: Физика ядерных реакторов, вып.2, с.27-61.

11. Барабанов С.А. Борисов Г.А., Севастьянов В.Д. и др. Нейтронные поля для исследований на реакторе ИР-100. Атомная энергия, 1983,

12. Г5 т С,| „ и rj Л И '"2СГb.C., Т.0<±, и. lm'i Xicu.

13. Севастьянов В.Д., Маслов Г.Н. Управляемые изотропные источники осколков деления на базе ядерно-физических установок. Приборы и техника эксперимента, 1995, N3, с.25-27.

14. Васильев Р.Д., Ярына В.П., Севастьянов В. Д. Государственный специальный эталон единицы плотности потока нейтронов для области измерений на ядерно-физических установках. Измерительная техника, 1974, N7, с.10-14.

15. Бакулин Ю.П., Григорьев Е.И., Квасов Е.И. и др. Создание опорного нейтронного поля ОП-1. Материалы 3-го Всесоюзного совещания по метрологии нейтронного излучения на реакторах и ускорителях, ЦНИИ атоминформ, М., 1983, с.98-103.

16. Севастьянов В.Д., Ярына В.П., Борисов Г.А. и др. Комплекс моделирующих и опорных нейтронных полей на базе реактора БАРС-1. БАНТ. Сер.: Физика радиационного воздействия на радиоэлектронную аппаратуру. 1994, в.3-4, с.64-58.

17. Справочное руководство "Интегральные эксперименты в проблеме переноса ионизирующих излучений" под редакцией к.ф.-м.н. Л.А.Трыкова, М., Знергоатомиздат, 1985.235.

18. Андреев A.B. и др. Нейтронный генератор НГ-150 для активаци-онного анализа. ПТЭ, N5, 1972, 262.

19. Curtis M.L., Heyd J.W., 01t R.G. et al., Nucleonics, 13(5),1955, 38.

20. Larsson K.E., Arkiv J.Fysik, 1955, v.9,p.293.

21. Ruby L., Craword R.B., Nucl.Instr. Meth., v.24, 1963, p.413.

22. Fewell T.R., Nucl.Instr. Meth., 1968, v.61. p.61.

23. Benveniste J, et.al., Nucl.Instr. Meth., 1960, v.7, p.49.

24. Orwrod J.H.,Nucl.Instr. Meth., 1971, v.95, p.49.

25. Мирсалихова Ф.Х., Скородумов Б.Г., Таланин Ю.Н. К вопросу об измерении абсолютного выхода нейтронов с энергией 14 МэВ по сопутствующим альфа-частицам из реакции T(d,n)4He. Известия АН Уз.ССР, серия физико-математических наук, N4, 1966, 57-60.

26. Hertel N.E. and Wehring B.W., Absolute Monitoring of DD u DT14ÖUHUU i. xutiiiu'ü usiii^ his aiauuidicu ycti uxuie uwuiuiiguti . imUuj. . uiütrum. and Meth. 172. 1980. 501-506.

27. Немец С.Ф., Гофман Ю.В., Справочник по ядерной физике, Изд-во "Наукова думка", К., 1975, 278-349.

28. Стародубцев С,В., Романов A.M., Кн. "Прохождение заряженных частиц через вещество", Изд-во АН Уз.ССР, Ташкент, 1962, 114.

29. Kunz W.Е., The physical review, v.97, N2, 1955, 456-462.

30. Кн. "Физика быстрых нейтронов", т. 2, перевод с -англ. А., М., 1966, 554-613.оО. Lвваитвпнии с.д. , У1«змерихелсncai и.*±и.

31. Кн. "Физика быстрых нейтронов", т.2 , перевод с англ.,А., М., 1966, 318-353.

32. Кн. "Физика быстрых нейтронов", под.ред.Стрижака, М., А. ,1977, 254-266.

33. Борисов Г.А, Васильев Р.Д., Шевченко В.Ф., Кн. "Кинематические таблицы ядерных реакций (d,n) и (р,п)", Издательство стандартов., М., 1971.

34. Gunnersen Е.М., Jammes G. On the efficiency of the reaction 3H(d,n)4He in titanium tritide bombarded with deuterons. Nuclear Jnstr. and Meth., I960, v.8, p.173-174.

35. Ваше S.J., Jr., Eugene Haddad, Perry J.E. and Smith R.K., The Review of Scientific Instruments, v.28,N12, 1957, 957-1006.

36. Sloan D., Robertson J.C., Naclear Instruments and Methods, 198, 1982, 365-372.

37. Ikeda Y., Konno Ch., Oishi K. et al., JAERI 1312, Bull. lust. Chem.Reso, Kyoto Univ., Voi.uO, M2, 1982.

38. Wagner M., update of the evaluation of the cross sections for the neutron dosimetry reactions 19F(n,2n)18F and93Nb(n,2n)93mNb,1.DS(AUS)-014,1991.

39. Ryves Т.В., Paul Е.В., The construction and calibration of a standard thermal neutron flux facility at The National Physical Laboratory., Journal of Nuclear Energy, 1968, v.22, N12, p.7*52-775.

40. Еекурц К., Виртц К., Нейтронная физика., М., Атомиздат, 1968, с.47.

41. Юдин М.Ф. Эталоны единиц ионизирующих излучений. М. ,1975, Госстандарт СССР, БНЙИМ.

42. ВорисоЕ Г.А., Севастьянов В.Д. Исследование с шаровыми конверторами в источника:": тепловых нейтронов, создаваемых на базе неит1. TTTQ И ПОП МСГ — -<ПСГ1-1yuíinuru i-waeyctTuPct, íiid, i-dau, «и, u.*to-uu.

43. Севастьянов В.Д., Ярына В.П. Авторское свидетельство N1140629, Источник тепловых нейтронов (15.10.1983).

44. Севастьянов tí.Д., Ярына tí.П. Авторское свидетельство N1039396. Способ получения потока тепловых нейтронов и устройство для его осуществления. (03.05.1983)зм.

45. Севастьянов В.Д., Борисов Г.А. Авторское свидетельство N1528492. Устройство для получения изотропного диффузного поля тепло

46. ЯЫЛ iiVУГГp'w'iHJ£3 (ü.UiC. J.30ÖJ .

47. BNL-325. Neutron Cross Sections, v.Ill, USAEC, 1965, p.70.

48. Бычков B.M., Манохин В.К., Пащенко A.B., Пляскин В.И. Сечения пороговых реакций, вызываемых нейтронами. Справочник. М.г Энергоато-миздат, 1982, 216с.

49. Белакова Т.С., Игнатюк A.B., Пащенко А.Б., Пляскин В.И. Справочник "Радиационный захват нейтронов", М., Энергоатомиздат, 1986.

50. ГСССД 131-89. Таблица стандартных справочных данных. Нейтрон-но-активационные детекторы для реакторных измерений. Сечения реакций взаимодействия нейтронов с ядрами.

51. Крамер-Агеев Е.А.,Лавренчик В.Н., Самосадный В.Т.,Протасов В.П. Экспериментальные методы нейтронных исследований. - М.: Энергоатомиздат, 1990, с.115.

52. Севастьянов В.Д., Тютиков Н.В. Исследование образцов веществ

53. Робинсон Г.П. Сборник "Метрология ионизирующих излучений", Госатомиздат, М.,1962, о.107-114.

54. Борисов Г.А., Кадилин В,В.Севастьянов В.Д. и др. Разработка детекторов для измерения спектра и флюенса нейтронов в низкоинтенсивных полях. Достижения прикладной ядерной шизики: Сб.научн.тр. МИФИ, - М. Знергоатомиздат, 1992, с,23-31.

55. Севастьянов В.Д., Тютиков Н.В., Ярына В.П. Способ применения нейтронно-активационных детекторов с делящимися нуклидами. Тезисы докладов 4-го Всесоюзного совещания по метрол. нейтрон, излуч. на реакторах и ускорителях. М. '1985.с.27,

56. Севастьянов В.Д., Ярына В.П. Исследование термостойкости трековых регистраторов осколков деления из слюды-мусковит. Тезисы докладов 4-го Всесоюзного совещания по метрол. нейтрон, излуч. на ре-акторах и ускорителях. - М.,1985,с.32.

57. Григорьев Е.И., Дмитриев М.И. .Севастьянов В.Д. Малогабаритные борные экраны для нейтронных измерений. Тезисы докладов 4-го Всесоюзного совещания по метрол. нейтрон, излуч. на реакторах и ускорителил. ívt. j. зоО, С. с I ¿¿с,.

58. Севастьянов В.Д., Ярына В.П. Авторское свидетельство N1220465. Детектор нейтронов с делящимся нуклидом для измерения флюенса нейтронов. 22.11.1985.

59. Севастьянов В.Д.,Ярына В.П. Авторское свидетельство N1391180.1. ЕНИИФТРИ, 1990, о.10-11.

60. Борисов Г.А.Севастьянов В.Д.,Тарновский Г. Б. Исследование детектора нейтронов с делящимся нуклидом 2j6U. Тезисы докладов 5-го Всесоюзного совещания по метрол. нейтроН из луч. на реактора;-; и ускорителях. - М.: НПО ВНИИФТРИ,1990,с.23-25.

61. Севастьянов В.Д.Александров Б.М. Способ аттестации детекторов с делящимися нуклидами, применяемых для измерении в интенсивных полях нейтронов. Измерительная техника, 1988,N5, с.60-61.

62. Севастьянов В.Д., Лягушин Б.И. Методы аттестации стандартных235т т 235т т . 2о t vT— „.„„„ „ .„„„„. г\ с: пu\jysmu,ua и, и И rip и хилщппии или» пу1\лИд а-МИШеаи u,D~oмг/см2. Измерительная техника, 1997, М9, с. 56-58.

63. Севастьянов В.Д.,Лягушин В.И., Маслов Г.Н.,Пермяков Ю.В. 0 развитии методов контроля качества и аттестации стандартных образцов делящихся веществ. Измерительная техника, 1997,N9,с.65-67.

64. Кошелев А.С.,Одинцов Ю.М.,Маслов Г.Н., Севастьянов В.Д. Источник тепловых нейтронов для калибровки детекторов "нулевой" толщины. ПТЭ, 1999,N3,c.19-26.

65. Севастьянов В.Д., Ярына В.П. Авторское свидетельство N797373. Способ аттестации детекторов нейтронов с делящимися изотопами по числу ядер изотопа-мишени 15.09.1980.

66. Кошелев А.С.,Маслов Г.Н.,Одинцов Ю.М.,Севастьянов В.Д. Измерение температуры нейтронов детекторами из меди и лютеция. Тезисы докладов YII Российской научной конференции "Защита от ионизирующих излучений ядерно-физических установок",, 22-24.09.1399г.

67. Тарновский Г.Б., Ярына В.П. Методические указания. МИ 1806-87 Характеристики реакторных полей. Методика расчета спектров нейтронов по результатам нейтронно-активационных измерений. М. 1987.

68. Крамер-Агеев Е.А.,Трошин B.C.»Тихонов Е.Г. Активационные методы спектрометрии нейтронов. М.: Атомиздат,1976.

69. Zi.jp W.l. On the Consistency between Integral Differential-i usa otrijuiun L'üLlí. ii'iuuишо.~iuo/ >vi. rTuustuiiigb их une auviauiy gi uuymeeting' on nuclear data for reactor dosimetry, Vienna, 13-17 November,1978. IAEA NDS. Vienna, 1979, p.187-219.

70. SU. lVlcl'riLii 1 V\J C.H. E.i4jjr/D-Íl bl Uü OÍULiUÍ! ivfeciüai «ÍHVHL JLcSliUdiU31. ENL-NCS-50464, 1975.ми регистраторами осколков деления.

71. Zijp w.I. Review of activation methods for the determination of neutron flux density spectra. R.M.L note 75/19, Reactor Centrum Ne-derland, Petten, September, 1975, p.p.72.

72. ТарноЕСКИЙ Г.Е., Трошин B.C., Чубарова Л.В., Ярына В.П. Файл реакторных нейтронных спектров РСФ-89. Тезисы докладов 5-го Всесоюзного совещания по метрол. неитр. излуч. на реакторах и ускорителях. НПО ВНИЙФТРЙ, М., 1990, с.151-152.

73. INDC(SEC)-54/L+D0S, -IAEA Programme on Benchmark Neutron Fi

74. Д 1 „4- -Г „ -P^-r* „„I- . T,,"K, -i nric I/ Л T-lTkirr-i птнпsiui Hypj.iUd,Lj.uiiü iui nec^uuui uusiitit?Li у , juiy iiiu, гллп.114ranb Ii,1. A-1010, Vienna.

75. Ус. Звонарев A.B., Колыжников В.А., Лифоров В.Г. и др. Экспери

76. Александров ь.М., Жерехов В.Г., Севастьянов В.Д. и др. Эффективность регистрации осколков деления твердотельными трековыми детекторами на основе слюды.- Атомная энергия, 1980, б.4,т.48,с.252-253.

77. Кошелев A.C., Севастьянов В.Д. Эквивалентные нейтронные детекторы сопровождения для специализированных облучательных процедур. Атомная энергия, 1995, е.4, т.79, с.314-320.

78. O.B. Об использовании изомерного родиевого детектора для измерения" плотности потока быстрых нейтронов . Труды 2-го Всесоюзного совещания по метрол.нейтр.излуч. на реакторах и ускорителях, т.1,М., ЦНИИатомин-форм, 1974, 94-97.

79. Борисов Г.А., Богуславскии A.M. Модельное нейтронное поле на реакторе ИР-100. Сб.научных трудов НПО ВНИЙФТРИ. Методы и аппаратурадля точных измерений параметров ионизирующих излучений, М., 1987,с.10- *14:.

80. Бондаре Х.Я., Лапенас A.A. Рекомендованные сечения активзци-онных детекторов. Материалы 3-го Всесоюзного совещания по метрол.нейтрон, излуч. на реакторах и ускорителях, т.2, М., ЦНИИатоминформ,1983г.,л п-1 -i nqхэх-хэО.

81. Эффективные сечения для спектра нейтронов тепловых реакторовm c-u-• и — Д-~ i' я « Ь „„„. „ т д„„,- т „i. „т . „-, ,„.1l'w'.' . »3; ¡lUdLd I\. , l')cll\cl!¿ciwct i. , rtidliu i. ÜL di. , J ctL'cü ISÜS ÜV ai UdLbU

82. Nuclear Data Library, Version-3, JENDL-3, JAERI-1319,1990.

83. Одинцов Ю.М.,Кошелев A.C.,Малинкин A.A. Спектры тепловых и резонансных нейтронов в графитовом кубе. Атомная энергия,1975,т.38, вып.4,с.209-212.

84. Климентаев В.Е.,Копчинский Г.А.,Фрунзе В.В. Активационные измерения потоков и спектров нейтронов в ядерных реакторах. М. : Изд-во стандартов, 1974.

85. Горбачев В. М. .Замятин Ю. С., Лбов A.A. Сп. Взаимодействие излучений с ядрами тяжелых элементов и деление ядер. А. ;,М. ,1965, с.391-395.

86. JAERI 1325. JENDL Dosimetry File, March 1992, Japan Atomic Energy Research Institute, p.24-25.

87. Севастьянов В.Д. Дошелев А.С.,Маслов Г.H.,Одинцов Ю.М. Двух-компонентное представление спектра нейтронов на быстрых исследовательских реакторах.- Атомная энергия, т.79,вып.2, 1995, 107-117.

88. Трыков Л.А.,Семенов В.П.,Николаев А.Н. Энергетические распределение нейтронов, выходящих из каналов реактора ЕР-10, Атомная энергия, вып.1,1975, с.56.

89. Me Elrov W. Armani R., Tochilin E. The scectral distributi1 с:с<±о.

90. S. Павловский А.И.,Малинкин А.А.,Колесов В.Ф. и др. Бустер-реактор БР-1. ВАНТ. Сер.: Импульсные реакторы и простые критические сборки, 1985, вып.1,с.3-13.

91. Kelly J. Griffin P., Fan W. Benchmarking: the Sandia pulsed reactor III Cavity neutron Spectrum for electronic parts calibration and testing-. IEEE Transactions on Nuclear Science, 1993, v.40, N6, p.1418-1425.

92. Еосамыкин B.C.Малинкин A.A., Колесов В.Ф. и др. Конструкция и физико-технические характеристики бустер-реактора ЕР-К1, ВАНТ, Сер.:Физика ядерных реакторов. 1996,вып.1, с.3-12.

93. Кувшинов М.И.,Колесов В.Ф.,Воинов A.M.Смирнов И.Г. Апериодический импульсный реактор ЕИГР, ВАНТ, Сер.: Импульсные реакторы и простые критические сборки, 1988, вып.1, с.3-12.

94. Кошелев А.С.,Маслов F.Н.,Одинцов Ю.М. Избранные пространственно- энергетические характеристики стационарного поля нейтронов снаружи активной зоны импульсного реактора БР-1, ВАНТ, Сер.: Физика ядерных реакторов, вып.1, 1996, с.38-48.

95. Севастьянов В.Д.,Тарковский Г.Б.,Езерский В.Ф. и др. Результаты аттестации пучка нейтронов Б-3 реактора ЕР-10. Рабочее совещание. "Применение нейтронов ядерных реакторов в лучевой терапии. Состояние и перспективы". 17-19 октября 1995г., г.Обнинск.

96. Мирошниченко Л.И., Петров Б.М. Динамика радиационных условий в космосе. М. Энергоатомиздат, 1985, 148с.

97. ГОСТ 25545.201-83. Безопасность радиационная экипажа космического аппарата в космическом полете (ЕРЭКАКП).

98. Авакян C.B., Вдовин А.И., Пустарнаков В.Ф. Ионизирующие и проникающие излучения в околоземном пространстве. Справочник. Санкт-Петербург. Гидрометеоиздат, 1994г., с.501.

99. Радиационная безопасность. Рекомендации международной комиссии по радиологической защите 1990г. Перевод с английского под. ред. И.Б.Кеирим-Маркуса., М., Энергоатомиздат, 1994, с.192.

100. Нормы радиационной безопасности НРЕ-96. Гигиенические нормативы. , М., Госкомсанэпиднадзор, 1996, с.127.хоч:. uwjsctuTûîiaujs п.Д. натиуиг\Ос Саад^т^Лвихии rixxxbcDl. дёТёп/хиунейтроноЕ с энергией 14 МэВ. 01.05.1984г.

101. Севастьянов В.Д. Детектор моноэнергетичеоких нейтронов с энергией 14 МэВ, Измерительная техника, 1989, N12, с.46.

102. Jamamoto S. et al. Annu. Rep. Res. Reactor. Inst.'Kyoto Univ.,1978, v.11, p.121.эксперимента, 1995, N3, с.28-33.

103. Севастьянов В.Д. Применение сцинтилляционного кристалла Nal(И) для измерения флюенса нейтронов с энергией 14 МэВ// Измерительная техника, 199G, N2, с.50.

104. Тарновский Г.Б., Севастьянов В.Д. Создание библиотеки сечений деления рабочего вещества детекторов, предназначенных для измерений в протонно-нейтронных полях/УПТЭ, 1992, N3, с.33-36.

105. Борисов Г.А., Васильев Р.Д., Григорьев Е.И. и др. Метрология нейтронных измерений на ядерно-физических установках. М. : ЦНШатоминjnna -, и л п лфиум, i и, Т. 1, U. .

106. Gullen D.E., McLaughlin P.M. The international reactor dosi

107. Международной конференции по нейтронной фи

108. Wender S.A., Lisowski P.W,, Seestron-Morris S. et ai. Кейт-зонная физика. Материалы 1 «ике., M.: ЦНИИатоминформ, 1988, т.4, с.17.

109. Панкратов Ь'.М.// Атомная энергия, 1963, т. 14,-Г. -1 .1 И Г1Г1i^-rf. МсИ\сЦ1сЦ ■1 / т 1. / / J ,oí Nuclear science ano Тесппоюцу.v.20, p.511.

110. Lomanov M.F., Shimchuk G.G., Yakovlev P.M.//Health. Phys.л Г\Г1Г\ », r-.n Л13 ! 'S , V . '3! , p. и/ I1D 1 , Г UI4di lUi 1reçu о./ / IOLBI Ulf uiaie fií^rfor applications. INDC(NDS)-245. Vienna, 1991, p.93.

111. Шимчук Г.Г. Диссертация. канд.физ.-мат.наук, М.:ИТЭФ,1990.

112. Еыченков B.C., Ломанов М.Ф., Обухов А.И. и др. Препринт ЙТЭФ N965. М. , 1972.

113. Steiner H.M., Jungerman J.A.//Phys. Rev.1956, v.101, p.807.

114. Лучи космические галактические. ГОСТ 25645, 122-85. М., 1986.

115. Модели космического пространства. М.: йзд-во МГУ, 1973.

116. Акопова A.B., Дудкин В.Е. , Крашян В.К. и др. Исследование радиационной обстановки на ИСЗ "Космос-1514"// Космич.исслед. 1992, т.30, вып.2, с.243-247.

117. Dudkin Y.E. et al.//Nucl.Tracks and Radiat.Meas., 1992,v.20, N1, p.139-141.

118. Dudkin V.E., e.l. (1996) Measurements of Fast and Intermediate Neutron Energy Spectra on MIR Space Station in the Second Half of 1991. Rad. Me as. , v. 26, N3, pp.535-539.

119. Богомолов А.В. и др. . (1995), Измерение потоков и спектров нейтронов с энергиями 20-400 МэВ в эксперименте на орбитальном комплексе "Салют-7*" "Космос-1686". Космические исследования, т.оЗ, МЗ. с.248-253.

120. Афанасьев В.В., Еелевитин А.Г., Верзилов Ю.М., Ромоданов В.Л. Система абсолютного счета нейтронов нейтронного генератора, ПТЭ, N2, 1990, с.239.

121. Севастьянов В.Д. Представление спектра нейтронов деления ядер 2,20U, ^39Ри, -52Cf и реакторного спектра в виде суперпозиции из пяти Функций неупругого рассеяния.- Атомная энергия, 2000, т.88, еып.4, с.292-299.

122. Кошелев А.С., Севастьянов В.Д. Аналитическое представление спектра нейтронов деления и *OACf'.- Атомная энеогия. 2000. т.88, вып.4, с.299-303.

123. Севастьянов В.Д. Система моделирующих опорных полей нейтронов на исследовательских реакторах.- Атомная энергия, 2000, т.88, вып.5, с.378-387.

124. Севастьянов В.Д., ЯрынаВ.П., Волков А.Е., Павлов Б.Д. Измерительный комплекс для градуировки нейтронной аппаратуры СУЗ транспортных ЯВУ. Атомная энергия, 2000, т.88, вып.5, с.387-391.

125. Государственное предприятие «Всероссийский Ордена Трудового Красного Знамени научно-исследовательский институт физико-технических

126. СОЗДАНИЕ И ИССЛЕДОВАНИЕ СИСТЕМЫ МОДЕЛИРУЮЩИХ ОПОРНЫХ ПОЛЕЙ НЕЙТРОНОВ НА ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ ЯДЕРНО-ФИЗИЧЕСКИХ1. УСТАНОВКАХ.