Содержание к диссертации
Введение
Глава 1. Бассейновый исследовательский ядерный реактор ИРТ-Т 13
1.1. Основные технические характеристики ИРТ-Т 14
1.1.1.Экспериментальное оборудование и устройства 19
1.2. Нейтронно-физические параметры исследовательского ядерного реактора ИРТ-Т 21
1.2.1. Детекторы нейтронов 21
1.3. Метрологический центр ИРТ-Т 23
1.3.1. Образцовые средства измерения 24
1.3.2. Определение характеристик полей тепловых и
надтепловых нейтронов 28
1.3.3. Образцовый источник нейтронов ОИ-Р-12 на
исследовательском ядерном реакторе ИРТ-Т 36
1.4. Исследование энергетического спектра -квантов, возникающих при делении ядер урана-235 под действием нейтронов 42
1.4.1. Исследование энергетического спектра -квантов, возникающих при делении ядер урана-235 под действием нейтронов в активной зоне ИРТ-Т 43
1.4.2. Экспериментальная установка 45
1.4.3. Результаты эксперимента 48
Глава 2. Технология нейтронного трансмутационного легирования кремния
2.1. Устройства и способы НТЛ кремния фосфором в ядерных реакторах 55
2.1.1. Параметры процесса облучения, определяющие характеристики НТЛ кремния 56
2.1.2. Аксиальная однородность легирования 62
2.1.3. Радиальная однородность легирования 65
2.1.4. Точность легирования 67
2.1.5. Источники радиационных нарушений при облучении кремния на ядерном реакторе 69
2.1.6. Вопросы проектирования установок НТЛ кремния фосфором на ядерных реакторах 72
2.2. Нейтронное трансмутационное легирование кремния 77
2.2.1. Требования к интегральному потоку (флюенсу) нейтронов 79
2.2.2. Требования к распределению потока тепловых нейтронов
в зоне облучения 81
2.3. Критерии формирования нейтронного поля при вращении контейнера 83
2.4. Дискретное вращение контейнера во время облучения 89
2.5. Аксиальная равномерность облучения 91
2.6. Квазистационарный режим облучения 93
2.7. Аксиальная неравномерность облучения при скачке нейтронного поля 97
2.8. Радиальная неравномерность облучения при скачке нейтронного
поля 98
2.9. Повышение эффективности использования нейтронов при
равномерном облучении образцов большой протяженности 106
Глава 3. Формирование зоны облучения для нейтронного трансмутационного легирования кремния в бассейновом ИЯР 114
3.1. Создания зоны облучения 114
3.1.1. Пространственное распределение поля тепловых нейтронов в отражателе 116
3.1.2. Оценка жесткости спектра нейтронов и абсолютного значения плотности потока тепловых нейтронов для различных вариантов зоны облучения 124
3.2. Расчет поля тепловых нейтронов в тепловой сборке 130
3.3. Система мониторирования поля тепловых нейтронов в зоне облучения 138
3.3.1. Определение количества датчиков и их расположения по зоне облучения 143
Глава 4. Создание технологии нейтронного трансмутационного легирования кремния в бассейновом ИЯР ИРТ-Т 150
4.1. Исследование спектральных характеристик нейтронного поля в зоне облучения 150
4.2. Экспериментальное исследование спектральных характеристик нейтронного поля зоны облучения в ГЭК-4 154
4.3. Производительность комплекса и жесткость спектра в зоне облучения 166
4.4. Оценка стабильности поля тепловых нейтронов в зоне облучения 169
4.5. Повышение производительности технологии легирования кремния 178
4.5.1. Измерение нейтронно-физических характеристик ГЭК-4 179
4.5.2. Установка для НТЛ кремния на ГЭК-4 реактора ИРТ-Т 182
4.6. Расчет параметров технологии НТЛ кремния 189
4.7. Высокоомный НТЛ кремний 192
4.7.1. Зависимость флюенса тепловых нейтронов от исходного и конечного удельных сопротивлений 193
4.7.2. Требования к удельным сопротивлениям на торцах исходного кремния 197
Глава 5. Использование простых полупроводников в качестве детекторов быстрых и тепловых нейтронов 200
5.1. Стандартные методы определения флюенса быстрых нейтронов в ИЯР 200
5.2. Влияние флюенса быстрых нейтронов на удельную электрическую проводимость простых полупроводников 204
5.2.1. Полупроводники p-типа проводимости 205
5.2.2. Полупроводники n-типа проводимости 207
5.3. Детекторы быстрых нейтронов на основе монокристаллического кремния 210
5.4. Детекторы тепловых нейтронов на основе монокристаллического кремния 213
5.5. Кремниевые детекторы для измерения абсолютных значений плотности потока тепловых нейтронов 216
Глава 6. Оптимизация условий облучения при создании радиационных технологий на ИРТ-Т 222
6.1. Модификация оптических свойств природных кристаллов 222
6.1.1. Наведенная радиоактивность 225
6.1.2. Энерговыделение в объеме контейнера 228
6.1.3. Расчет спектральных характеристик нейтронного поля в экспериментальном канале 229
6.2. Выведенный пучок нейтронов для нейтронозахватной терапии на реакторе ИРТ-Т 232
6.2.1. Нейтронозахватная терапия 232
6.2.2. Внутренняя тепловая сборка 234
6.2.3. Коллимирование выведенного пучка нейтронов 235
6.3. Оптимизация условий облучения при генерировании 99Мо по реакции радиационного захвата 239
6.3.1. Оптимизация зоны облучения 98Мо 239
6.3.2. Экспериментальная часть. Результаты и обсуждение 243
Основные результаты и выводы 246
Список цитированной литературы
- Нейтронно-физические параметры исследовательского ядерного реактора ИРТ-Т
- Аксиальная однородность легирования
- Оценка жесткости спектра нейтронов и абсолютного значения плотности потока тепловых нейтронов для различных вариантов зоны облучения
- Полупроводники p-типа проводимости
Нейтронно-физические параметры исследовательского ядерного реактора ИРТ-Т
Решение научно-технических задач по созданию современной техники, развитию отраслей промышленности, требующих принципиально новых методов оперативного контроля технологических процессов, получению веществ и материалов с заданными свойствами на основе радиационных технологий в значительной мере продолжают стимулировать развитие научно-исследовательских работ на ИЯР.
Эти реакторы являются мощными источниками нейтронов. Они используются для проведения исследований в различных областях науки и техники, в том числе при решении большого разнообразия задач радиационной модификации материалов, создания радиофармпрепаратов для диагностики и лечения различных заболеваний, методик нейтронно-активационного анализа и др. Для реализации этих технологий требуется создание нейтронных полей с заданными энергетическими характеристиками. Поэтому при оптимизации условий облучения крайне важно не только иметь экспериментальные устройства с различными спектрами нейтронов, но и знать эти спектры и преобразовывать их.
В настоящее время происходит вывод из эксплуатации аппаратов, построенных в 40-50 г.г. прошлого века, и одновременно растет потребность в продукции радиационных технологий, особенно материалах с заданными свойствами, производимых на этих реакторах. Поэтому разработка и создание радиационных технологий получения таких материалов на действующих реакторах приобретает все большую актуальность.
Как отмечалось выше, основными характеристиками ИЯР, определяющими круг радиационных технологий, которые могут быть на нем реализованы, являются его нейтронно-физические параметры.
Поэтому для определения места томского исследовательского реактора типового (ИРТ-Т) среди действующих ИЯР и выбора возможной сферы его использования необходимо в первую очередь исследовать эти параметры. Сравнивая полученные результаты с известными характеристиками других ИЯР, можно определить круг радиационных технологий для реализации на ИРТ-Т. Основные нейтронно-физические характеристики действующих российских и зарубежных ИЯР, а также существующих на них радиационных технологий, приведены в Приложение 1 таблицы 1-3.
Целью исследований, отражаемых в этой главе, является изучение ядерно-физических характеристик нейтронных полей в экспериментальных каналах ИРТ-Т и определение сферы использования этого реактора для решения прикладных и фундаментальных задач [1].
ИРТ-Т – это реактор бассейнового типа с использованием в качестве замедлителя, теплоносителя и верхней защиты дистиллированной воды. ИРТ-Т принадлежит Томскому политехническому университету [2].
Он введен в эксплуатацию в июле 1967 года. В июне 1977 г. он был остановлен на реконструкцию из-за прогрессирующей коррозии алюминиевой оболочки бака реактора и алюминиевых теплообменников. В процессе реконструкции смонтирован новый бак, из нержавеющей стали марки 12Х18Н10Т, полностью заменено оборудование первого и второго контуров охлаждения, система СУЗ приведена в соответствие с требованиями правил, действовавших в этот период. Оборудование первого и второго контуров смонтировано во вновь построенных помещениях. Тепловая мощность увеличена до 6 МВт. После завершения реконструкции реактор был введен в эксплуатацию в 1984 г.
К концу 90-х годов для безопасной эксплуатации ИРТ-Т, приведения основных систем реактора в соответствие с нормами ядерной и радиационной безопасности были выполнены проекты по замене этих систем, в первую очередь управления и защиты реактора и контроля его технологических параметров. И в 2005 году была проведена полномасштабная их реконструкция. Установлена новейшая система СУЗ на базе модулей безопасности «Мираж-МБ», установлено современное оборудование КИП. тепловую энергию до 16 МВт. В настоящее время реактор ИРТ-Т является современным аппаратом с разрешенным сроком эксплуатации по основному оборудованию до 2034 года.
Активная зона (АЗ) реактора собирается из тепловыделяющих сборок (ТВС) типа ИРТ-3М, причем количество ТВС и конфигурацию активной зоны, так же как и состав отражателя, можно изменять. Активная зона, собранная из таких ТВС, имеет малые размеры и характеризуется большим коэффициентом размножения и малой длиной миграции нейтронов. Использование в качестве отражателя бериллия, имеющего относительно большую длину миграции, позволяет обеспечить широкий (в пространстве) максимум плотности потока тепловых нейтронов и высокий уровень нейтронного потока в экспериментальных каналах. Основные технические характеристики реактора приведены в табл. 1.1.
Режим работы реактора определяется требованиями экспериментальных, производственных и учебных программ. Запас реактивности и суммарная эффективность стержней управления обеспечивают возможность работы реактора без перегрузки ТВС до энерговыработки 140 МВт-сутки.
Активная зона реактора размещается в нижней части заполненного водой бассейна (рис. 1.1 и 1.3). В корпусе активной зоны имеется 56 ячеек для установки ТВС и бериллиевых блоков (рис. 1.2). Четыре центральные ячейки заняты этими же блоками, образуя ловушку нейтронов.
Из активной зоны через шиберы, расположенные в массиве на отметке +0,9 м, нейтронные пучки могут выводиться в физический зал в радиальном направлении.
Экспериментальные устройства реактора ИРТ-Т обеспечивают проведение широкого круга исследований. Реактор имеет (рис.1.2, 1.3) 10 горизонтальных экспериментальных каналов (ГЭК) для вывода пучков нейтронов и облучения образцов: 8 радиальных диаметром 100 мм из нержавеющей стали и два касательных диаметром 150 мм.
Аксиальная однородность легирования
Метрологический центр был создан с непосредственным участием ВНИИФТРИ (г. Менделеево). Это учреждение осуществляет государственный метрологический надзор за базовыми средствами измерения (СИ) и выполняет работы по их совершенствованию, осуществляет метрологическую экспертизу рабочих методик, справочных данных и научно-технической документации.
Опорное поле на ядерном реакторе (ОП) – фиксированная область нейтронного поля реактора, аттестованная по дифференциальному спектру нейтронов. Опорное поле применяется в качестве образцовой меры для аттестации реакторных нейтронных полей и для исследования и градуировки нейтронной спектрометрической и радиометрической аппаратуры. ОП представляет собой область нейтронного поля в канале ВЭК-14 (рис.1-2), размещённого за бериллиевым замедлителем. Центр его расположен на уровне центра АЗ реактора. Высота ОП равна 15 см, диаметр– 51 мм, он ограничен стенками канала. Воспроизведение геометрии облучения обеспечивается специальным устройством, установленным в канале.
В формировании спектра нейтронов ОП участвуют бериллий и вода, что обеспечивает близость спектра ОП к спектрам большинства каналов, расположенных в отражателе реактора ИРТ-Т. В основе измерений характеристик нейтронного поля в исследуемой (точка j) области ядерно-физической установки относительно опорного поля (точка О) лежит сравнение показаний идентичных АД в этих точках с последующей трактовкой результата сравнения в терминах нейтронной величины. В случае применения АД такое сравнение заключается в измерении активационных отношений для детекторов различного типа.
Активационными отношениями Су названы отношения скоростей реакции і-того типа в точке j, Ry к скорости этой реакции в точке О, Rio. Для случая, когда АД идентичны и облучаются в точках j и 0 одновременно, активационное отношение равно отношению измеренных активностей детекторов, приведенных к одному моменту времени. Если при этом одинаковы и условия измерения активности, то активационное отношение равно отношению скоростей счета п радиометрической установки при регистрации излучения детекторов:
В других случаях надо вводить поправки, учитывающие факторы идентичности условий измерений скоростей реакции.
Чтобы определить спектр нейтронного поля j (Е) в точке j в некотором диапазоне энергии нейтронов, следует использовать набор детекторов, суммарная чувствительность которых охватывает исследуемый диапазон энергий, и измерить для всех детекторов набора активационные отношения. Если известны скорости реакции для детекторов вышеуказанного набора в точке 0, то:
Целесообразно детекторы каждого типа облучать при оптимальных для них уровнях мощности установки. Из-за неточного воспроизведения в каждом отдельном измерении местоположения детекторов при облучении в условиях значительного градиента нейтронного поля может возникнуть неконтролируемая погрешность величины активационного отношения.
Для взаимного согласования результатов отдельных замеров детекторы следует сопровождать мониторами, облучая их совместно, и значения скоростей реакции для соответствующих детекторов нормировать на скорость реакции для монитора RM:
Для получения спектра нейтронов из измеренных активационных интегралов реакций, с различающимися энергетическими зависимостями сечений, необходимо найти решение уравнения (1.9), которое является уравнением Фредгольма первого рода. Решение данного уравнения строго математически не является корректным, так как существует множество решений, удовлетворяющих (1-9). Для получения физически обоснованных результатов требуются дополнительные условия, например гладкости решения.
Погрешность восстановления спектра зависит от точности определения скоростей реакций, точности используемых сечений и алгоритма метода решения (1-31). Описание алгоритмов восстановления спектров приводятся в работах [5-12].
В ВНИИФТРИ разработана схема метрологического обеспечения нейтронных измерений на ядерно-физических установках. Основой схемы является Государственный Специальный Эталон ГОСТ 8.105.80. Он предназначен для воспроизведения и хранения единиц плотности потока и флюенса нейтронов и их передачи рабочим средствам измерений в целях обеспечения единства измерений. Эталон создан на базе нейтронного генератора. Передача размера единиц осуществляется через вторичные эталоны, создаваемые на основе опорных полей нейтронов. ВНИИФТРИ также разработаны и серийно выпускаются комплексы нейтронно-активационных средств измерения для ядерно-физических установок. В нашей работе в качестве метода решения уравнения (1-6) был использован метод эффективных пороговых сечений [5].
Оценка жесткости спектра нейтронов и абсолютного значения плотности потока тепловых нейтронов для различных вариантов зоны облучения
Образцовый источник нейтронов ОИ-Р-12 в горизонтальном экспериментальном канале (ГЭК-6) реактора ИРТ-Т предназначен для воспроизведения единицы флюенса (или плотности потока) нейтронов с энергией более 0,1 МэВ, аттестации рабочих точек нейтронного поля реактора, градуировки рабочих измерительных средств и испытания изделий на радиационную стойкость. В состав образцового источника ОР-Р-2 входят следующие элементы: аттестованная область нейтронного поля образцового источника, расположенная на подвижном держателе образцов при его конечном (около активной зоны) положении в канале представляет собой полусферу на центре держателя радиусом около 2 см; система мониторирования образцового источника нейтронов предназначенная для определения мониторируемой величины - флюенса нейтронов с энергией больше 3 МэВ - при каждом использовании образцового источника, предусматривает использование в качестве мониторов стандартных серных детекторов (ТУ 50.ПИ 2.809.007.ТУ), измерение активности которых производится на образцовой установке ОСУ-П-12. функциональные средства измерений (ФСИ), предназначенные для измерения спектрального индекса q0i и спектра нейтронов рабочих точек поля реактора (аттестация рабочих точек), включают в себя стандартные наборы АКН (ТУ 50.ПИ 2.809.018.ТУ) и набор детекторов СН-19/88.
Значение флюенса F0J нейтронов с энергией больше 0.1 МэВ в аттестованном объеме поля реактора определяется по измеренной величине флюенса F3 нейтронов с энергией больше 3 МэВ и аттестованной характеристике образцового источника - спектральному коэффициенту q0.r.
Величина флюенса F3 в рабочих измерениях определяется с использованием стандартных серных детекторов согласно «Правилам применения ОИ-Р-12», правилам, изложенным в «Описании образцовой серной установки ОСУ-П-12», а также согласно рекомендациям, приведенным в методических указаниях МИ 1931-86[14].
Определение спектрального индекса q0j в рабочих точках нейтронного поля реактора, близких по условиям формирования спектра нейтронов к условиям формирования поля аттестованной области - ОИ-Р-12, выполнялось относительно поля образцового источника согласно экстраполяционной методике с использованием ФСИ ОИ-Р-12.
При аналогичных требованиях и условиях формирования измерение спектра нейтронов в рабочих точках поля реактора относительно поля образцового источника может быть проведено и по методу активационных отношений с использованием ФСИ ОИ-Р-12. Уровень оснащения группы метрологии ИРТ-Т средствами нейтронных измерений позволил проводить прямое измерение спектра нейтронов в рабочих точках реактора в соответствии с методикой МИ 1393/86 с использованием нейтронно-активационных детекторов набора СН-19/88 и комплекса программ восстановления спектра нейтронов [12].
Справочные данные по нейтронному полю ОИ-Р-12 приведены в таблице 1.2. Изменение плотности потока нейтронов на 1 см вдоль направления от активной зоны около центральной точки ОИ-Р-12 в весткоттовском представлении описывается следующими параметрами (в нормировке на скорость мониторной реакции 58Ni(n,p)58Co): скорость мониторной реакции, усредненная по различным облучениям (около 10), при различных мощностях (100 кВт, 1,5 и 6 МВт) составляет 1,010 –14 на 1 МВт мощности.
Измерения при испытании изделий в нейтронном поле образцового источника заключаются в измерении мониторируемого флюенса F3 нейтронов с энергией больше 3 МэВ с помощью стандартных серных детекторов и определении контролируемого флюенса F0,1 .
При значительных габаритах изделия к нему прикрепляют несколько серных детекторов, определяя флюенсы F3 в заданных точках изделия, либо переходят к среднему по объёму изделия режиму F3. Спектр нейтронов в ОИ-Р-12 (ГЭК-6) приведен в Приложение 1, таблица 10. В соответствии с приведенными выше методиками определения спектрального состава нейтронных полей нами совместно с сотрудниками ВНИИФТРИ были измерены характеристики нейтронных полей экспериментальных каналов исследовательского ядерного реактора ИРТ-Т. В таблице 1.3 приведены технические параметры вертикальных экспериментальных каналов ИРТ-Т.
В Приложение 1 таблицы 11-14 приведены дифференциальные спектры нейтронов во всех действующих экспериментальных каналах реактора. Экспериментальные спектры нейтронов определялись нами совместно с сотрудниками ВНИИТРИ по методике, подробно описанной в [5,14,15]. Расчеты проводились с помощью пакета программ MCU5TPU, которые являются лицензионной версией программы MCU, предназначенной для моделирования процессов переноса нейтронов и фотонов методом Монте-Карло в системах с трехмерной геометрией с учетом изменения изотопного состава материалов [16]. Кроме того, в таблице 1.3 для всех каналов (за исключением ГЭК-6) приведены плотности потока тепловых нейтронов при мощности реактора 6 мВт. ГЭК-6 имеет кадмиевый фильтр. Поэтому для него является плотностью потока нейтронов с энергией от 0,5 эВ до 1,0 эВ. По спектру нейтронов и значениям легко определить плотности потока нейтронов любой энергетической группы. Для этого нужно значение разделить на долю тепловых нейтронов в спектре (для канала ГЭК-6 – на долю надтепловых нейтронов), а результат умножить на долю интересующей группы нейтронов.
Полупроводники p-типа проводимости
В самом общем случае изменение поля тепловых нейтронов во времени может приводить к появлению неоднородности распределения флюенса тепловых нейтронов по радиусу слитка. Так как общим изменением поля тепловых нейтронов может быть такое изменение, когда меняется пространственное распределение поля. Может случиться, что в результате такого изменения распределение поля в зоне облучения не будет относиться к классу усредняемых полей.
Однако реальные поля тепловых нейтронов в ядерных реакторах обладают устойчивостью пространственных форм. В большинстве случаев эти формы определяются факторами, стабильными во времени (например, распределение поля в активной зоне определяется её формой), а также формой распределения в ней источников нейтронов. Рассмотрим такое изменение поля, когда пространственная форма поля сохраняется, но меняется абсолютное значение характеристик поля. В этом случае скорость изменения поля не зависит от координат:
Существует один частный случай изменения поля во времени, имеющий большое практическое значение. Это периодическое его изменение. При работе реактора на постоянной мощности именно такое его изменение встречается наиболее часто. Рассмотрим синусоидальное изменение поля, так как любое другое его периодическое изменение можно разложить в ряд Фурье по синусам и косинусам. Выясним, каким должен быть минимальный период вращения слитка кремния, облучаемого в таком поле? Пусть поле тепловых нейтронов описывается функцией
После применения к подъинтегральному выражению известных тригонометрических формул для произведения smmxcosnx, smmxsmnx, cosmxcosnx и интегрирования второй интеграл в выражении (2-84) будет равен 0, и тогда выражение для флюенса будет равно Ф (р, 0, tn) = 2А = const.
Таким образом, для того чтобы происходило усреднение флюенса по радиусу вращающегося слитка, при его облучении в периодически изменяющемся нейтронном поле минимальные период вращения должен быть равен половине периода временной флуктуации. Этот результат имеет большое значение при изучении распределения флюенса тепловых нейтронов по радиусу слитка, когда он поступательно перемещается в зоне облучения вдоль оси Z, ось слитка совпадает с осью Z и одновременно вращается вокруг своей оси. Пусть поле изменяется во времени, и профиль поля не меняется. Тогда распределение поля тепловых нейтронов в зоне облучения будет иметь вид: сртн (X, Y Z, t) = А + сртн (X, Y, Z тн (t) (2.88)
Пусть в этом поле равномерно и прямолинейно вдоль оси Z движется слиток кремния со скоростью v и вращается вокруг своей оси с угловой скоростью ю. В этом случае от плоской картины распределения поля тепловых нейтронов со (X,Y,t) осуществлен переход к пространственной картине пространственно-неоднородном стационарном поле, либо неподвижен, но находится в нестационарном поле, то изменение характеристик поля, фиксируемых слитком, эти два случая эквивалентны. Слиток, почувствовав изменение поля, не сможет определить, чем обусловлено изменение поля. Либо тем, что поле нестационарное во времени, либо тем, что он переместился в другую точку пространства с иными характеристиками поля.
Условие аксиальной однородности облучения движущегося слитка в переменном поле были найдены в параграфе 2.2. Считаем, что и в этом случае они соблюдаются, т.е. скорость поступательного перемещения слитка и такова, что за время одного прохода слитком зоны облучения изменением поля можно пренебречь, т.е. поле «квазистационарно».
Рассматриваем движение слитка в стационарном поле, а значит в формуле (2.88), член т (t) будет равен константе. Но и в этом случае слиток будет облучаться в изменяющемся во времени нейтронном поле, если поле вдоль оси Z т (t) будет неоднородно, и это изменение поля будет влиять на радиальную однородность облучения. Рассмотрим опять распределение флюенса в бесконечно-тонком цилиндрическом слое (шайба), движущегося вдоль оси Z со скоростью D и вращающегося с угловой скоростью ю. Запишем выражение для распределения флюенса тепловых нейтронов по радиусу цилиндрического слоя слитка: где D - скорость поступательного перемещения слитка в зоне облучения [смс-1]; Н - размер рабочей части зоны облучения [см].
В этом разделе были найдены условия однородного распределения флюенса тепловых нейтронов по радиусу неподвижного слитка при его облучении в переменном поле тепловых нейтронов, а также условия однородного распределения флюенса по его радиусам при облучении поступательно перемещающегося и вращающегося слитка. В общем случае радиальная однородность облучения зависит от изменения поля тепловых нейтронов во времени.
Как уже отмечалось, обеспечить однородность облучения протяженных контейнеров в пространственно-неоднородных нейтронных полях возможно только при использовании динамических режимов облучения. Причем однородность облучения в этом случае будет определяться как пространственно - временным распределением нейтронного поля, так и законом движения облучаемого образца. Для достижения аксиальной равномерности контейнер с образцами довольно часто [83] возвратно-поступательно перемещают по каналу реактора. Как в прямом, так и в обратном направлениях контейнер перемещают так, чтобы он полностью вышел из зоны облучения. Поэтому при каждом таком перемещении из одного крайнего положения в другое все элементарные объемы в контейнере облучаются нейтронами (независимо от их распределения f(x) вдоль канала реактора) с одним и тем же флюенсом
Положение контейнеров контейнеров большой протяженности. при их непрерывном протягивании через зону облучения В работе [36] при облучении контейнеры перемещают по каналу реактора с постоянной скоростью непрерывно, один за другим. Скорость перемещения выбирают такой, чтобы контейнеры облучались требуемым флюенсом нейтронов. В этом способе зона облучения полностью заполнена контейнерами, если пренебречь зазорами между ними, а также частичным ее заполнением при облучении первого и последнего контейнеров. Однако при облучении контейнеров на различные флюенсы нейтронов производительность облучения снижается. Способ приемлем лишь для реакторов, в которых имеется доступ к обоим торцам канала для загрузки и выгрузки контейнеров.
