Введение к работе
' ' Актуальность работы
Развитие ядерной энергетики привело к созданию широкого класса ядерно-физических установок (ЯФУ), в основном использующих реакции
деления,тяжелых ядер. ЯФУ применяются как,для решения специфических вопросов ядерного реакторостроения и фундаментальных нейтронных исследований, так.и в качестве'источников нейтронов с высокой плотное-
, тью потока при решении-прикладных физических и технологических задач.
. Применение реакторных ЯФУ стимулировало развитие самостоятельных направлений экспериментальной и радиационной физики, связанных с реакторным излучением : внутриреакторной дозиметрии, спектрометрии и метрологии реакторного излучения. Основной задачей, решаемой в рамках этих направлений, является определение характеристик поля нейтронов и фотонов для обеспечения информацией о радиационно-физичоском воздействии на облучаемые объекты. На момент начала работы (I9G4 г) ни у нас в стране, ни за рубежом не были разработаны надежные способы измерения спектров высокоинтенсивных потоков нейтронов. Предложенные к тому времени методы спектрометрии не обеспечивали требуемой точности и воспроизводимости результатов. С другой стороны, без разработки методов определения энергетических спектров нейтронов ЯФУ невозможно проводить глубокие научные исследования по изучению воздействия реакторного излучения на материалы и.электронные приборы. Повышение точности измерения спектров в облучательных устройствах повышает точность прогнозирования срока службы корпусов реакторов и иных их конструкций, а следовательно уменьшает вероятность катастрофы или неоправданного сокращения срока.службы многомиллионных блоков АЭС.
Цели настоящей работы заключались. :
в оценке, расчете или измерении чувствительности детекторов (сечений вззимодействия), с учетом влияния их технической реализации;
в разработке методик определения интеграла взаимодействия (отклика) детекторов, взаимосвязанных с общей постановкой задачи и учитывающих точностные, трудозатратные и метрологические аспекты;
в разработке методов (методик) получения спектральной информации, учитывающих потребности практики и возможности получения экспериментальной информации;
в разработке средств измерений для определения характеристик спектра нейтронов и мер радиационного воздействия;
- в апробации разработанных методик и средств измерений на ЯФУ
, различного типа.
Научная новизна работы :
разработана проблемно-ориентированная библиотека сечений реакций, используемых в активационных измерениях, значительная часть полу- . чила статус стандартизованных и рекомендованных данных;
предложен и реализован метод отношений кадмиевых отношений для измерения резонансных интегралов реакций захвата и деления;
разработаны методики параметрического описания дифференциальных и интегральных спектров нейтронов, служащие как для подготовки априорных спектров, так и для получения результатов "восстановления";
предложены и реализованы экспрессный метод "восстановления"
спектров быстрых нейтронов и модификации метода направленного
расхождения; о
разработан и реализован программно-вычислительный комплекс MIXER для "восстановления" спектров нейтронов из результатов измерений интегрирующими детекторами, включающий библиотеки сечений и спектров и программы обработки и подготозки данных;
разработаны средства измерений для определения концентрации смещений в стали и кремнии и определения плотности потока нейтронов с энергиями л1..:Э 0.1, 0.3 и 0.5 МэВ;"
предложен и реализован в виде программного комплекса метод определения спектров ТЯУ из результатов измерений активационными детекторами;
измерены спектры в облучательных устройствах реакторов разного типа, многие из которых получили статус образцовых источников и контролируемых полей, в том числе разработан образцовый источник
ои-р-27 на ирт тт.
Практическая ценность работы :
Предложенные в диссертации методики определения спектрзльных характеристик и спектров нейтронов отличаются надежностью', сравнительной простотой к низкой погрешностью. Комплексность в решении поставленной задачи позволяет использовать результаты работы целиком в метрологических лабораториях и группах на ЯФУ. Разработки по спектрометрии нейтронов ТЯУ могут быть использованы в нейтронной диагностике плазмы на действующих и проектируемых установках. Предложенные методики моделирования средств измерений для косвенного определения мер радиационного повреждения могут быть использованы для метрологического обеспечения радиационных испытаний при отсутствии развитой, метрологической базы. Результаты измерений и расчета интегральных характеристик сечений, оцененные сечения используются при разработке
стандартизованных данных для кейтронно-актквационных измерений. Исследованные спектры реакторных нейтронов обеспечили создание образцовых. источншгов и коитролируеиых полей нейтронов га ряде реакторов. На основе разработок автора изготовлен и выпущен малой серией зонньй актизациошый спектрометр-дозшзтр ЗАСАДА.
Личный вклад автора :
разработана библиотека проблэмно-ордантировашхых сечешгЛ реакции, для нейтрошо-акгив анионных измерений;
разработаны методические вопросы, связанные с применением образцовых средств измерении к при непосредственном участии автора созда-ш образцовые средства измерений активности (КК0-ІІ-І2, 0СУ-П~1Г>) и плотности потока нейтронов (ОК-Р-27);
предложен и реализован способ моделирования средств измерений для косвенного определения концентрации смешений в материалах и клот-ности потока нейтронов с энергиями вьке 0.1, 0.3 и С.5 Мл В;
- предложены и реализованы параметрические аппроксимации спектров надтепловых и интегральных спектров быстрых нейтронов;
предложен и реализован алгоритм экспрессного метода ллй "восстановления" спектров быстрых нейтронов, при участии автора разработаны модификации метода направленного расхождения;
разработана методика иалгоритмы для "восстановления" спектров нейтронов ТЯУ; . . " -
предложен и реализован программно-вычислительный комплекс MIXER, для "воестановления" спектров реакторных нейтронов кз результатов активационных измерений;
при непосредственном участии автораизмерены спектры в облучатель-ных устройствах реакторов различного типа.
На защиту выносятся :
- оцененные сечения ряда реакцій,'включенные в состав стэндартпзо-
. ванных ( ГСССД 131-89 ) и рекомендованных данных;
метод отношений кадмиевых отношений для измерения резонансных интегралов; ...
параметрические методы представления спектров надтепловых' нейтронов и интегральных спектров быстрых нейтронов;
алгоритм экспрессного метода "восстановления" спектров быстрых нейтронов, позволяющий применять малые наборы детекторов;
модификации метода направленного расхождения;
косвенные методы определения концентрации смещений з различных материалах и плотностей потоков нейтронов с энергиями 0.1, 0.3 ц
- програ^но-вшислотельньй комплекс MIXER вклкчакдии библиотеку
єєчзіпіп рвзкщй'і MXR , библиотеку - априорных спектров РСФ-89, прог-
ра:.;;.;и обработки к подготовки экспериментальной даїшьос и програму
"восстановление." спектров нейтронов;
i/f-.тод і- программа определения спектров на установках, реализующих
синтез ядер (ТЯУ); . ' "
- результаты конкретных измерений спектров : образцовый источник
нейтронов на ИРГ ?«Ж>й, реакторы АРГУС и КР-50, экспериментальный
канал ААЭС и др.;
" - образцовые средства измепений активности Ї1К0-П-І2 и 0СУ-П-І5.
* о
Апробация работы.
По материалам диссертации получены два авторских свидетельства и одно положительное решение по заявке на изобретение.- Основные разделы диссертации докладывались на I, П , III, Г/, v Всесоюзных совещаниях по Метрологии нейгронного излучения на реакторах и ускорителях, на I совещании зкелертоз МАГАТЭ по внутрирезкторной дозиметрии, на научных конференциях '."-гдтэ по физическим и биологическим радиационным детекторам и по деь:лГора;л нейтронов для целей радиационной' безопасности. Достоверность методических'и технических разработок автора подтверждена на 3-х Всесоюзных сличениях методов спектрометрии нейтронов и 2-х сличениях по аварийной дозиметрии. Материалы диссертации опуб-ликованы в двух монографиях и в 52 работах.
Структура и обьем диссертации.
Диссертация состоит из введения, 5 глаз к заключения. Список цитируемых источников вхлкчает 128 кгигї&козаі-дд. Сбш& объем работы iSG страниц, включая 51 рисунок й 33 таблиц.
В работе обосновано применение . нойтрошю-актилзационного мето
да, как основного метода спектрометрии нейтронов на ЯФУ для целей
петрологического обеспечения радиационных; исследований. Сформулиро
ваны цели диссертации и оснозньіє направления исследований, Изложены
новыерезультаты автора, определена их научная и практическая цен
ность. . .-,'.
Далее изложены основные положения нейтронко-активацкошого. петода. Приведены' соотношения, с-вязызаздио скорость реакции (акти-вацконный интеграл) с активность» нейтронно-актизацконного детектора
--7 -".' ,-
ІШк) при различных условиях его применения. Подробно описан измерительный, комплекс для неитрошо-атгаациотмх измерений, методы расчета, и'экспериментального определения поправок при измерениях активности на установках раазпгшого типа. В. комплексе,используются однокристальные сцинтиляяционньЕ и полупроводниковый спектрометры, р-счетше установки, установка'р~7 совладений. . Метод бета-счета. Активность определяется по. 'скорости счета от радионуклида продукта реакции на момент окончания облучения :
..'-'-"' "A^4:0>:<4^V0»v < х > ' Значения л*(^=о> определяем методом наименьших квадратов (МНК).' минимизируя функционал вида :.'-,'
г—,- . ' 1-ехр(-Л. At.) п -.2
где.Ак<тЛв=о> - активность на момент окончания-'облучения (t^o), ам-
"мертвое" время установки,-т - время облучения, n
счета установки в момент времени.t ^, ut - время измерения скорости
счета,. А,к- постоянная распада к-го радионуклида, n*
счета при t8=o и ач - счетный.коэффициент для к-го радионуклида..
Счетный коэффициент получали экспериментальным или расчетно-экспери-
ментальным (для 47[р-счетчика) путем. Расчотно-эксперименталькьй метод
получения счетного коэффициента состоит в расчете поправок на само-
поглощекиа эесп и поглощение в. пленке держателе детекторов геп по фор
мулам : ач = хсп -жп ; эеп = { о.5*0.5 е.чР<-пп |дэф)} < з )
'""' ..'.-. »'-.-'.! -'--. -; - " - - "-: --! --1 .
- -. -'"' '-. n '" ; ' -.'':-," К' -Г .. „
где H^(Ek) [сн/г) - коэффициент поглощения р-частиц для перехода со
средней энергией 1к[МэВ], р* - эмиссия р-частиц со средней энергией,
Ек, d и dn - массовая толщина ДНА. и пленки соответственно. Автором предложена эмпирическая формула для расчета коэффициента поглощения р-частиц, полученная в результате анализа экспериментальных
данных автора и расчетов мэтодом Монте-Карло, выполненных Смирновым В
.6*0.6 )|~Ek
Vе* )= <
. ' С, s > "
где z и а - число электронов.и атомная масса атома (молекулы) ДНА'. Для некоторых радионуклидов определены \ізф анализом зависимости скорости счета от толщины ДНА при одинаковой у дельной, активности-Для определения активности стандартизованных серных детекторов (НДС) разработана и аттестована в качестве образцовой установка 0СУ-ІІ-І5 со сцинтидляционным р-счегчином. Погрешность '-определения активности методом р-счета составляет 3-6 й. .
Однокристальные спектрометры. Исгюльзуатся сцинтипляцконный и полу-проводнкковьй гамма-спектрометры, аттестованные в качество образцовых (Ж0-ІІ-І2). Структурная схема установки приведена на рис.1.
Рис.1 Структурная схема Ж0-ІІ-І2
Магнитофон TDC.3000
Усилитель 0RTEC
Телетайп ASR-33
АИ LP-4900 NOKIA
Телетайп ASR-33
АИ LP-4700 ' ШК.ІА
Т.
г»-
Контрольный источник 'Cs , переходные кольца и дерз:атели для фиксации источника и' ДНА.
Аппаратурные спектры обрабатьюаются по программам, разработанньм во ВНИИФТРИ для ЭВМ анализатора LP-4900 nokia (L.INK, FOST, PEAK).
Активность ДНА связана с числом импульсов в пике полного поглощения (ППП) от фотонов с энергией Е следуищим соотношением :
A(T,t >=
( 7 )
СП Д I М С d В
4t„-p (Е> -Е(Е) л; у
где зесп , ж , зсм , жс , ж, - поправки/учитывающие самопоглощение фотонов, распад радионуклида во время измерений, просчеты из-за изменения "мертвого" времен:?,суммирование каскадных фотонов, отличие размеров ДНА от размеров калибровочных источников, *нж - "живое" время измерений, р (Е) - эмиссия фотонов с энергией Е на распад, є(Е) - эффективность регистрации, испускаемых ДНА фотонов, . S(tB) - число импульсов в ППП."' Применяются следующие формулы для расчета эффективности и поправок :
є(Е)=а expf-в -іпЕ-.с exp<-D -E)] , где a , В , С , D - параметры.
9 -.;
определяемые при.аттестации спектрометра по чувствительности при помощи.образцовых спектрометрических источников;.
H.md a-cos«o>.
0.5 (1-С03гЙо>-Е3СЦтй)+С052(Хо E3(umd/cosa0) ИЛИ ДЛЯ Ц d ^ 0.:1, ;'-.; X
Жсп=
/4 + н:
Kd = -1 +.d ' нэф
2>ф
COSOL = Н,
i-exp(-p;m'd)
1-ехр(-Х^1Ьж)
*
где
in(cosa0) cosa -і
)
С 10 )
( 11 )
р.п - массовый коэффициент ослабления фотонов веществом ДНА (учитываются'Все виды взаимодействия, кроме когерентного рассеяния), нзф ~ эффективное' расстояние источник - кристалл, в - диаметр кристалла, d - массовая толщина ДНА.
Поправка на суммирование определяется для каждого"радионуклида. Разработана следующая"методика вычисления этой поправки : исходная схема.распада (рис.2а) трансформируется для выделения каскадных Фотонов (рис.26),. определяются доли соответствующих переходов (ук) и парциальные эмиссии фотонов (?'.).
Рнс;2 Схема распада
Р.
7*
.-7. Та:-7, Т4
Считаем, что времена жизни много меньше временного разрешения»спектрометра, вероятность суммирования импульсов от фотонов, некоррелированных во времени ничтожно мала. Суммирование сигналов от каскадных переходов может как уменьшать число импульсов в ППП, так и увеличивать. Тогда например для фотонов.перехода со 2-го возбужденного уровня на основной (е ) поправка на суммирование может быть рассчитана по формуле (12). Можно определить поправку, измеряя число їшпульсов в гаже суммирования sn ( формула (13) ).
- 1С
аи<Е.л) =| і - , '" —Д-»; »» "и.
Р,о+Рао <1+C[3P-Cn<E3z>
р* +г>5 Є(Е > Є(Е ) W(E ,Е > Ж <Е ) т-1
*zi *гі гі ч ю' ч ai*ю' erf го' |
<Е2о>
ci+oc ) к (к > -ге (Е > J
4 іо' спч гі' спч ю'
Sr(E, *„)
( 12 ).
- S(Bto)P{Ee) J -I;-- *; *.J .-
P3 есе > -ге (E )
, K30 V SO' CD1 2o' , ,. .
Л." ~1 « ~ , < 14 )
P +P E(E ) (E ) P(E )
гго го ч гоу en4 32' ч эг'
. < 15 >
^,^ Є<Е2і> "«Е,0У. «(Е^,Е10) <„.
«Его> -(^W^.'^A)
где к - поправка,учитывающая' угловую корреляции фотонов, є - эффек
тивность регистрации фотонов в ШПІ. жсп - поправка к эффективности,
учитыващая саыопоглощзние фотонов,вп - полная эффективность регист
рации фотонов, ап - поправка к-полной эффективности, учитывающая -
самологлощенш Фотонов, Р(Е> -фотовклад, a.L . - коэффициент внутрен
ней КОНВерСИИ. ;'.',''_'-.
,ЄП(Е) - ЄСЕ) У Р(Е) '. ( 16 )
При отсутствии фотонов с энергией равной сумме энергий; каскада 7« ( Д4=о ) и каскадов 74«7S ( Аг=о ) , поправка на суммирование по лику суммирования определяется точнее, т.к. экспериментально учи-, тызаэт и угловую корреляцию и поглощение фотонов...
Бри наличии внутренней конверсии или захвата орбитального электрона происходит суммирование с характеристически.! излучением, однако, этим процессом приходится пренебрегать или использовать фильтры для поглощения характеристического излучения. ,
При р+-распаде происходит суммирование с. аннигиляционным излу-? чением,' которое учитывается аналогично сумшірованию каскадных фото- . нов. Реально, приходится в расчетах принимать w=і', а вместо. к"п использовать secn. Это увеличивает погрешность поправок, но учитывая, что измерения обычно проводятся, на таких расстояниях,, при которых поправка мало отличается от і", погрешность определения активности от таких приближений увеличивается козначительно-. Погрешность измеренной активности на гамма-спектрометре не превышает 5 %, — Метод р-т совпадеіргй. Автором была создана установка, структурная схема которой изображена на рис. 3. Излучение регистрируется проточ-
ным. 4тс-бвта-счетчиком и сцштюшщионгьм спектрометром (гамма-счетчик) с кристаллом NaJ so * 80 мм для р-7-совпадений и двумя гадаа-счетчиками для метода: 7-7-аннигаляцкошшх совпадений. Скорость счета импульсов гаї/лїа-счетока (п ), бета-счетчика (n^J и скорость счета совладений (п. ) связаны с активностью соотношением
-Si
- п*> (п,. УД
( 1? )
A(T,t) =
ге. „ -а,, -к.,
ел /J . Дt
где п^ ,п" '.- скорость счета фона гэмма-счетчикбм и бета-счетчиком
Л "д.
- поправки нз регистрацию конверсионных электро-
нов, случайных .совпадений, фотонов бета-счетчиком.и распад во время измерений.
ацегрики-нагюр
f-СЧШЧКК j
[/етелтмг!
ндглдр } ^Г* [
ООнО-
f а пильный
І схема Хб/юхироЗхи
Odxc-
ЮНвАйЯЫй
SttcxpuMu-
Mff/Пвр
Схема
'щорыереЗА' 1 wл pajps*
ffpCMSHU
Схема
Фор*В2іг$а~ пая
3HffepXKV
саеяа/га
Схеми ceSfts&tftuu
ЗприВяsuae ЛС
Схенх *И*-гвевжам- '—і
coBitaScnvi
. Рис.3 Структурная .. схема установки совпадений
Поправки вычислялись следующим- образом
]}'
{
V[:
Й г п.* - п*
.)
(n , .-' n
^-.vv
X-At
'Jl..er
V '=.{
Д.І ." ~l-exp(-X"-At) ' Є .= 1 - d/ 2R ( 18 )
1 +
где a
электронов из источника, є*
"f*
коэффициент-внутренней конверсии, є - выход конверсионных число регистрируемых 'бета-счетчиком фотонов на одну испущенную р-частицу, r - пробег электрона в веществе. Эффективность регистрации фотонов бета-счетчиком зависит от их энергии и конструкции счетчика, но го превыдает 0.5 + I % . Погрешность измерения активности методом р-7-совпадений составляла 0.2 + 1.5 % . Измерение скорости деления. Скорость деления гэ7мр ,гэеи ,235и и других нуклидов, применяемых в качестве ДМ, определялась по 7 или р-излучешю осколков деления, а тага трековьм методом. Автор иссле-
позад регистратора из стекла, слюды, дазсана, -ЇЇІФ к др. В таблица I приведены олтіи;зльпьв грамека травления и эффективности регистрации осколков дсілєний, выходящих ігз мкаени icoыкг/с:,Г, при плотном нршм-;.:& регистратора к !.;к;;енп . Стекло травили в 2.5 % -ном, а слюду - в 3'J 'Т.-Ь'О.м раствора плавиковой кислоты. Органические 'регистраторы, тра-ъ-.игл в 40 ~ком растворе КОН. Треки подсчитывали на- оптической микроскопе визуально.
Таблица I ' ' ,'.-Вреконл травления и эффективность регистрации осколков деления.
При больших флвеисах нейтронов число делений определяли по активности 14UL-a , "дочернего4.радионуклида 140ва . Чувствительность' кето да невелика вследствие, мздой активности образовавшегося ;-14La. Ез.о меньше чузе/знтельность при регистрация 137Сз .
Ролыпей чувствительностью обладает метод, основанный на"измерении р-іізлучешя . Продукты далекім Накапливались з регистраторе пз пленки Макрофоль толщиной 0.05 ш. Beта-излучение регистрировалось 4іс-прогочньм счетчиком. Как было установлено, число делений "з ДНА ' связано со скоростью счета бета-счетчика следующим образом : ' Nf = гє r.„ct„) Ct/t".1'23- a:,,, 'so мин : t -. 180 мин , ( 21 ) где лс.ч- счетнкл коэффициент, t0 - 'оптимальнее время вцдерйки, при . котором определяется счетьъй коэффициент, зст - поправка на зромя
ЭКСПОЗИЦИИ. '
Счетный коэффициент и поправку на Бремя экспозиции определяли для '
конкретных ыишеней, регистраторов и счетчика р-чаеттгц при экспозиции
в опорном спектре нейтронов'. ' .
В диссертации изложены результаты работы по созданию-библиотеки оцененных сечений, расчету '-и. ивмрренмо' интегральных характеристик -сечений. В течение всего времени работы над диссертацией автор к его группа занимались анализом существующее библиотек и создание;/, рабочих библиотек сечений реакций. Волышистзо" сечений оценивалось самостоя- . тельно, а некоторые, ."кадешые". сечения компилировались из других библиотек. Номенклатура реакций определена из следующих соображения : максимумы чувствительности реакций должны находится в различных энэр-
> -:'".'г-' Су. ; "-''"'-."/'/'"''. - ~13 ~ "-' '" .'
гетических областях, измерения характеристик поля нейтронов могут проводится в широком диапазоне значений плотности дотока, активность продуктоз,реакций должна измеряться.с малой погрешностью относительно
'.простыми методами, в том числе'на фоне меиалцих реакций, предпочтение отдается.нуклидам, с'подавлящей долей в естественной смеси, или нуклидам,- которые легко получить обогащенными. Исследовались 30 пороговых реакций и 5. реакций.деления. Для большинства из этих реакций автором была проведена оценка сечений в конца 60-х годов . В середине 80-х годов в связи с появлением новых экспериментальных данных был поставлен вопрос о переоценке'сечений и создании новой рабочей библиотеки, ориентированной на применение в информационо-вычислительной программе MIXER .При создании-новой библиотеки ( MXR ) реализозыза-лись следующие.положения : -" .
-
В обязательном порядке в библиотеку должны включаться ' стандартизованные в стране сечения ;'
-
Сечения должны представлятся в согласованном группой "Нейтронная . метрология" при ЦЯД СССР энергетическом разбиении ;
3. Сечения ориентировались на применение при измерениях в полях
реакторных нейтронов.. -,
В 1984'г. группой."Нейтронная метрология", с участием автора, было решено создать файл стандартизованных сечений реакций РН для активационных измерений. На первом этапе для файла были подготовлены
12 ПОРОГОВЫХ реакций : "'Np
оэнь(п,2п). Следуя условию обеспечения единства применяемых в стране сечений для реакторных измерений, мы заменили ими соответствующие сечения в файло MXR. В библиотеку MXf? включены без изменений.сечения реакций 23SU(n,f) ,Z3Peu(n,f) из библиотеки IRDF и сечение реакции 10s>Hg(n,n*), переоцененное Григорьевым Е.И. и др. (это сечение вклю- . чено в файл РНМФ без корректировки)....--,'
Пот10{-шлгтотлл ттпа fboflr-іто K^VO паттаггтха п паттмтплгг^г пооттт/ї*. is>l7('n Jrt\
SlP(n,p),NA'rTi(n,x)4,5Sc,NATTi
Переоценка сечений выполнялась на основе экспериментальных данных, которые подвергались анализу с точки зрения используемых авторами схем распада и опорных сечений. Данные перенормировались к значениям, принятым в РНМФ. Для работ, в которых сечение измерялось в широком энергетическом диапазоне и имелось сомнение в правильности его
привязки, использовался только относительный ход сечения- Абсолютная нормировка этих значений выполнялась при энергиях, для которых сече-гаю ужз было оценено из других данных. Энергетическая зависимость строилась с использованием МНК, а затем корректировалась в пределах погрешностей оцененных данных для'соответствия расчетных средних сечений в спектре z52cf и соответствия расчетных активанионных интегралов в спектре БЭК-13 И?Т МИФИ измеренным в этой канале значениям.
После ЗКСПерТИЗЫ С8ЧЄНИЯ реакций 1>F(n,2n),POZr(n,2n) И ZC"'Pb(n,n') :
включены (без корректировки) -в таблицы стандартных справочных данных ГСССД 131-89 (файл РШФ-87), а реакции 111Ссі<пЖ) и e4Zn(n,p) включены в таблицы рекомендованных справочных данных ГСССД Р (РШФ-Д89). . В настоящее время рассматривается вопрос о включении в ГСССД сечений 10-ти пороговых реакций из .файла MXR. .'
Расхождения средних сечений .для пороговых реакций из файлов РШЕ и MXR, рассчитанных по спектрам деления 25zcf и г95и, с оцененными экспериментальными значениями находятся в пределах погрешностей экспериментальных данных. .
Для измерстшй характеристик ноля тепловых и промежуточных нейтронов выбраны 17 (п,7)-реакций, перечень которых дан в таблице 5. В большинстве библиотек сечения этих реакций либо отсутствали, либо плохо соответствовали оцененным'резонансным интегралам. В MXR компил-
ЛИрОВаНЬ! СечеНИЯ реакций 1!>7Au(n,7> И "Со<п,7) ИЗ IRDF-85, Z3ffa(n,7>
и =0сг(п,7)'из zacrss. Сечения остальных реакций оценены заново.
В облаат разрешенных резонансов сечение рассчитывалось из оцененных резонансных параметров по формуле Врейта-Вигнера. Основным источником резонансных параметров служила работа /I/, которая была дополнена работами, опуОлшюванкыми после-1983 г. В области неразрешенных резонансов сечения реакций 'оценивались по экспериментальным данным. При этом, учитывая недостаток информации , привлекались оценки сечений из других библиотек. Сечения представлялись в групповом виде, усредненными внутри группы.по спектру 1/Е.
Окончательная оценка "качества" сечения проводилась сравнением рассчитанных- и оцененных, экспериментальных резонансных интегралов с . нижним пределом интегрирования е =0.5 зВ. В большинстве случаев наблюдается хорошее согласие оценок и рассчитанных "интегралов (таб. 2) В этой же таблице приведены результаты измерений автора в канале ВЭК-13 ИРТ МИФИ, спектр в котором почти не отличается от 1/Е. Для измерений резонансных интегралов разработана методика,.которая ранее не-применялась : метод отношений кадмиевых отношений. .
.': ' ''.'.'" ' "/ : ''.' "-.'"" "-' '' '"". "' '. - .-..15 ;_ 'ч .-"."-
- . Сущность метода состоит в измерении с помощью любого компаратора
(по бега.или гамма'счету) скоростей счета "тонких" ДНА, облученных попарно в кадмиевом фильтре цилиндрической формы и без него. Измеренные скорости счета.приводились к одинаковым условиям (исправлялись на распад и время облучения). .'....
Очевидно, что отношения приведенных скоростей счета в фильтре и без .него.численно равны отношении кадмиевых отношений :
,' Преимущества данного, метода очевидны : не требуется абсолютное измерение активности, нет необходимости в мониторіфованіїи условий облучения, что дает .возможность уменьшить погрешность определения резонансного интеграла. Численное значение резонансного интеграла получали при использовании формализма Весткотта с'функцией "переходной области" следующего вида : .
„ ГО .-.. Е < М-Е_ Ц=3.25'. ± 0.15
I [-VJ Е >ЦЕТ . Е = .1 эВ ,
где'р параметр, характеризующий'отличие спектра от і/е . Тогда : RL Cs
= : — ——=. ; . < 20 )
"Е&;-. [8(ТН80(р,Т)-г;/т/Т0:^ ^(Ееа,Р)- СН
где g(T),S0(f$,T>,'r --/t/tJ -. параметры (индексы) Весткотта, о0 , i(E<.d,p) - сечение активации тепловыми, нейтронами и резонансный интеграл с нижним пределом интегрирования Ecd .;
Для определения г/т/то и р . использовались (п,у)-реакции на ""au ' и ss,co. Зависимости зо(р\т> и i(Ecd,p) дая этих-реакций раССЧИТЫВаШСЬ ПО.еечеїШЯМ, ВЗЯТЫМ ИЗ библиотеки IRDF-82 .
Для канала,ВЭК-13'ИРГ МИФИ получены следующие значения : р=о и
г -/т/то = <1.14 ± 0.06)-10-1 при "эффективной" температуре 320 К.
. Для. исследованных реакций (за исключением l7ai,a(.n,y) ) с' погрешностью менее і % значение .. 8оможет быть представлено в виде :
So(0,T>= "Л/х" -[ 1(Ес4,/3)/ао - 2 (*<,>*'* <Еса)<3-1'2 ] < 21 >
Тогда для этих реакций :
0o-0RcV[ sx - г /vt7 { (ie'-в >/(TCEed) }"2]
lx~ : _ : . ( 22 )
gA <u/iA + г -/т/г Г s*u
Ац О ' A.u О J_ О . Q Au c4 cd J
Для реакции 17иі;и(п,з') априори взято значение s =i.64-v- Возможная . погрешность указашого значения не дает заметного вклада в результат расчета резонансного интеграла.. Рассчитанные по измеренным отношениям кадмиевых отношений резонансные интегралы приведены в таблице 2. Полученные данные не противоречат оцененный значениям за исключением
реакций Z3Na(n,3<) , *1К(п,7) И le,tDy(n,7).
. Таблица 2 і Оцененные' экспериментальные и рассчитанные по сечениям MXR резонансные -интегралы ,( ес-0.5 эВ ).
Измерения В ВЭК-13. ,
бари.
Расчет no MXR
барн
* - реакции использованы как опорные
-
Mughabghab S.F., Divadeenam И , Holden N.E. Heutron cross sections, vl, NY , Academic Press, 1983.
-
Grintakis E., Cullen D.E., Mundy G,
Handbook on nuclear activations data,IAEA, Vienna, 1987, p. 413.
' ; ;'В соответствие с 'решением рабочей группы. "Нейтронная метрология" ' параллельно велась оценка сечений группами из "ФЭИ и ИЯФ АН Латвийской ССР. На. конечном-.этапе' усилия трех групп (включая МИФИ)-' были объединены и после взаимного, согласования в РЯМФ-87 были.включены пять -, сечений захвата нейтронов : **нп(.п ,?у ,**са1п ,у~> ,азси{гі,jO,13tLa(n,у), ls,7Au(n,y)..Позднее в- РНШ-Д89 вошли еще три сечения, подготовленные
ЭТОЙ ГРУППОЙ :: 4nSo(n,j'),23Sa(n,y),1-1.5InCn,y).
, -, . В'ближайшее время можно включить в рекомендованные данные еще -.четыре--сечения': б5Си(.п, у ),^1(0,^), 1=!!sn(n,-y),17 Пороговые реакции и реакции захвата мало чувствительны к нейтронам с .энергиями 10 кэВ -. 0.5 МзВ. Для получения информации об этой области энергий предложено использовать нетрадиционные для спектрометрии детекторы : композиционные детекторы ( детекторы деления в борном фильтре ),деградацконные кремниевые-детекторы и детекторы, измеряющие поглощенную дозу .'в водороде. . Функция пропускания борного фильтра рассчитывалась методом Монте-Карло. Применялись сферические борные фильтры со связкой из полиэтилена,разработанные Обатуровым Г.М. и Тумановы?.! А.А., и фильтры с насыпным кристаллическим 'обогащенным бором-Ю.. В конце 80-х гг. во ВНИИФТРИ- были разработаны конструкция, и технология изготовления борных фильтров с мальм содержанием связующих веществ и произведены расчеты соответствующих Функций пропускания. На этой.этапе усилия ВНИИФТРИ-и МИФИ были-объединены, что привело к созданию рекомендованных сечений деления ряда.реакций в стандартизованных борных фильтрах. СечеНИЯ реаКЦИЙ Деления a3Vp('n,f) ,239Pu(ri,t) ,230Pu(n,f> ,Z3=U(n,f). в борных фильтрах включены в библиотеку 'сечений fHXR. Расчетные функции чувствительности деградационного детектора из кремния взяты из. библиотеки'damsig."При участии автора экспериментально подтверікдеко, что измеряемый эффект в изделиях из кремния '." -(диоды, триоды) пропорционален интегралу по спектру для используемого сечения. Энергетическая зависимость поглощенной дозы в водороде также получена расчетным путем. В таблице 3 приведены процентные вклады измеряемого аффекта в различных диапазонах для.некоторых детекторов. . Следует отметить, что применение кремниевых деградационных детекторов и детекторов, измеряющих поглощенную дозу в водороде, в настоящее время носит пока методический характер, т.к. не обеспечено аттестованными средствами измерений. гелъностн детекторов (спектр реактора ВВР) Таблица З Б диссертации описаны разработанные авторе;.? методы &тпроксіма- „[-"{' .* '}] СЕ/Е ' ) '"/Е ЕЛО + Ф A(E/S,) е (р(Е >=:: т г-2 т наиболее вероятная энергия Максвеллозекого распределения, $г - плотность потока тепловых нейтронов,Л(Е/Ёт) - фушция. переходной области, е* - энергия кейтрокоз, при которой ACE/Er"> равна единице, Фнт - плотность потока нздтеплоэьк нейтронов с энергией Е*.на единицу летаргии, б и и - параметры, ^пользуются дополнительные спектрзльнь» параметры : Ф. ч V О « условная (Весткоттовская) плотность потока нейтронов, Ф,т.= r.Tv„ - у'слозная іілотность потока тепловых нейтшнов, п0,п^ - плотность медленных к тепловых нейтронов, 7Т = *vc / *нт ' Тус= фус / ф„т ~ спектральные коэффициенты. Тогда Фнт = Фус / Тус и Фт - Ф^с /»MV7T/Iyc , <.24 ) Параметры спектра определяются по измеренным' актизационньи интегралам для реакций захвата кейгроноз-. При больших значениях спектральных коэффициентов вклад в 'активация надтишговьи нейтронов при измерениях "открытыми" ДНА незначителен, что делает 'ненадежным определение параметров кадтошговой части сяокгра. Для увеличения вклада надтеплозых нейтронов в активацию используются фильтры, лгоглощаашз тепловые нейтроны ( в основном фильтры.из кадмия ). Кроме того, в "нендеалъкых" ДИА поле нейтронов искажается за, счет поглощения в ма- ..териале ДНА!.-.'.самопоглощенда'нейтронов.'-' у.- .-'О учетом поглощения нейтронов.в фильтре ив ДНА, активационные интегралы для .открытых детекторов (ч ) и детекторов в фильтре равны :'...:' .. .-:-.. '.'," '.-:.. .".".-'. " ql - f ^<Ё):ф<В>лТ^<Е)d где Td(E), te'4 СО ','',' <» ' ' V = 'vj" v (Е)фт(Е)аЕ * | 0о/уї ФНТ(Е)<Ж+ ..О-" '--. U -. - . '-.- . ' 00 ;-.'.- . -..-.' -.'-.- ...' +CV'J [о*Ф -аа/ Sji] <f,HT<:E)dE » С 26 ) .'..-.'.' -, о '.' '-''. ' .г .....-' - где.с,. и GR'усредненные по числу взаимодействий, коэффициенты пропус Ослаблениэ нейтронов фильтром также учитывается .'введением коэффициента Gcd и границы кадмиевой отсечки Erd>, Предполагается, что функция пропускания кадмиевого фильтра момег быть аппроксимирована ступенчатой функцией. Значение; Ecd зависит, от толщины фильтра, его геометрии, спектра нейтронов и их углового'распределения. Оно рассчитывается для "идеального" :і/У-детектораиз условия : Г 00/ео/Е ф(Е) .Tcd(E)dE.- Г 0о/ео/Е ф(Е)чЕ . . ( 27 ) 'О J --''--".- '-".'. Е .-'"'' При таком подходе тлеем ,: , , оо' . '- . "~ ' 00 ,, -- _ '. - qId = J ао"^Ео/Е (P(E)dE + ;i:rBGca 'J [at(Е> ~с/Ео/Е ] 'Ф<Е>аЕ < ,28 > ' : - .= j':-''" '.' '. '-''. .-. ":'--' .: ",..'-;''-''..'.'. ':. ' - . где Ged — поправочный,коэффициент,' учитывающий поглощение надтепло-вых нейтронов фильтром.". :::;1'.-.г ''"".'..,-'„' . ,'...' Таким образом, вэобходагао"знать, три поправочных коэффициента и границу кадмиевой отсечки для.учета ослабления спектра нейтронов в фильтре .и детекторе. В диссертационной работе при олределеншш границы кадмиевой отсечки учитываются размеры фильтра, размеры и положение ДІІА внутри фильтра, спектр нейтронов.. Расчет функции пропускания для изотропного поля проводится следующим образом.: - . R Tcd(E) = | f(R)-exp[-Scd(E).EJ dR , ' . ( 29 ) где f ( r) - распределение пробегов нейтронов в стенках фильтра, .а(Е) - макроскопическое сечение поглощения нейтронов кадмием. Для определения f(R> применен метод случайных- испытаний. Диапазон" пробегов в флльтре разбивается на юо грулп равномерно. Спектр пробег, гов ищется в гругшовом виде.. Число, историй при расчете задается. При число историй более 5000 увеличение числа историй не влияет на расчет величины Е- .Таким образом формула для расчета функции пропускания приобретает следуьщиП вид : R.+ R у ~)'(8i'.LRi'- ( ЗО ) юо Piic.4 Энергетическая граница кадмиевой отсечки і - їі-4 г - vi-га з - Yi-«s где т^-групповая функция пропускания,. г.-групповой спектр пробегов..Расчет Ecd прозодилс'я по формуле (' 27 }, рассеяше нейтронов в фильтре не учитывалось. , Расчеты показывают, что размеры и. положение ДНА. внутри фильтра, заметно влияют на Ес , для фильтров с толщиной Солее і мм результаты нэ зависят от значеїмя спектрального коэффициента ут и температуры нейтронов. На рис. 4 . приведены результаты расчетов для наиболее часто используемых в нашей практике цилиндрических фильтров с размерами полости Юхю мм, в центре которой помещен детектор диаметром 10 мм. Функция, учитывающая поглощение нейтронов в детекторе, при пренебрежении рассеянием и краевыми эффектами для моноэнергетических нейтронов, рассчитывается следующим образом : 4—Е Г 2 (E)-d. 1/2 і - expl-2ci(E)'ddJ / 2e толщина ДНА. ческое сечение поглощения 'ДНА., d ч , - —-~- "— і Для поправки GT значение 2а(Е) принимается равным : so(E) = [о.(Е) + о; /ірГ;.кт„ )-и„'.:\.._- где ияд - число ядер ДНА на 'единичную толщину, хТЕВ-'т поправка, учиг тывавдая другие изотопы элемента и материал-наполнитель детектора., , При расчете GR значение 2в<Е> принимается равным : - " 2 (Е) - 'а. <е>-к -н ,. где к г„ - поправка, учитывающая рассеяние где Е - интегральная экспонента третьего порядка, 2 ' - макроскопи- J'-:-..' ::. ..' '.''.;.''"/-'.,'" . .'" '' -'..-.іУ> ;"..". .'..< .', ... нейтронов в детекторе и групповой 'характер сечения поглощения. Значе- 'нио' KnES подбиралось для каадой реакции сравнением поправок, рассчитанных указанным методом, с,поправками, определенными экспериментально и "точными" расчетами.. '..'',': Необходимо отметить, что' зависимость поправочных' коэффициентов от /параметров спектра в.основном слабая,, что позволяет на первом этапе определения параметров использовать'их априорные значения, полученное для спектра 1/Е. -': -,.'-.".' Параметры спектра определялись ИНК.'по измеренным активацконным интегралам 'реакций при облучении в кадмиевых фильтрах и без фильтров. Минимизируется среднее квадратическое отклонение экспериментальных и расчетных по спектру активационных. интегралов .: ' х2(ФЛт-М.ч;=-Г(і -4) ( 32 > - t- - 1 і - , :. Разработана программа PARM для определения параметров предложило.'! аппроксимации.'' ' " - . ' На интервале ї кзВ - 500 кзВ спектр аппроксимируется зависимостью : ,<р(Е) = L -ЕР.ехр(-С, -/ЇГ ) - ( 33 ) --. '- . 'Е Параметр р определен при аппроксимации спектра надтешговых нейтронов, параметры с^.и с2 'определяются, из условия "сиивкн" при энергиях е и Ег , где-Е^ выбирается в. области энергий 1-Ю кзВ , а Е2 в области 0,3-1.0 МэВ. Процесс выбора точок.'.'сшивки" не автоматизирован и пешком зависит от пользователя. В тох случаях, когда аппроксимация этил методом не выглядит убедительно, предложено использовать параболичес-. кую аппроксимацию в масштабе логарифм энергии-логарифм спектра на единицу летаргии, т. е.;:. у '; : . - 1пГе'-Ф(Е) J = Ct'.+ Сг--1пЕ.+ Сз :(1пЕ)2; /. ' .'< 34 ) Параметры определяются из условий "сшивки" значений при энергиях Е и 2 и "сшивки" производной по спектру при энергии Е1. Для интегрального спектра быстрых нейтронов предложена следукщая .аппроксимация : диапазон энергий 0.1 - 19 МэВ разбивается на два под-интервала 0.1 - Ек и Е^ - 19 МэВ ,' на которых интегральный спектр аппроксимируется'разными видами формул. В точке. "сшивки" выполняются следующие условия : а? до где F,(>en) - параметрическая аппроксимация интегрального спектра на интервале 0.1 - EN , E2(>en) - параметрическая аппроксимация интегрального спектра на интервале EN - 19 МэВ .... В результате анализа интегральных спектров, полученных экспериментальным и расчетным путем, подобрано пять альтернативных вариантов параметрических зависимостей Z/(e) и 2г (Е) . : Варианты параметрических зависимостей Таблица 4 ' a $ о ; p > о Ha интервале EN - 19 МэВ интегральный спектр может быть Вариант I. Интегральный спектр F2 (>Е) представляется в следующем ВИДЄ : F2(>E) = охр In F.(>EN) - (Е - Еы) -і—- + ( 37 ) ZC-{ E-k - Е^Ч (E - EJ-K-E-"-*}] ."; fx(K) ' = "- -^-(E) Количество искомых параметров ck подбирается из условия наилучшего, в смысле ШК, описания интегрального спектра, но не превышает числа экспериментальных значеній . ' Вариант 2. Интегральный спектр F2(>Е) представляется в следующем виде : F2(>E) = exp[.m FX(>EN) +'Z(E) J е - е. Функция Z(E) имеет вид : Ven J VE«> L V-V Z(E) = 1 X N l N * N ( ЗЭ ) I C|l + 2 2-1 +-i—ii- (E - E ) E U«E„ Таким образом , в варианте 2 однопараметрическое представление Вариант аппроксимации на первом интервале задается априори или вьшвлязтея. после рассмотрения каздого варианта. Варианты на вто ром интервале выбираются в процессе реализации аппроксимации всего спектра. При поиске параметров на втором интервале варьируется значение Еы для первого варианта и значения EN и' Ех для второго варианта . . Параметры аппроксимации определяем ШК из экспериментальных значений интегрального спектра, получаемьос методом эффективных пороговых сечений.' Метод эффективных пороговых сечений основан на представлении энергетической зависимости сечения реакции ступенчатой функцией вида Ґ О Е < WE) = і 0_ Е > е!* < 40 > Значения а и е выбиравтся таким образом, чтобы выполнялось следу Г C(K)>(JXE)'dE = Оэф- Г ф(Е) В настоящее время принята следующая методика определения эффективного порога и сечения : подбирается широкий класс различающихся реакторных спектров, полученных расчетным или, экспериментальным путем,'и расчитываются активационные интегралы по используемым энергетическим зависимостям сечений реакций для подобранных спектров. Для каздого спектра нейтронов рассчитывается зависимость вида : со со ^ф(Еэф) = j~OCE).Cp.(E).dE / f ф^(Е).аЕ j = l, 2,. ..,п (42) О Е . . эф Эффективный' порог выбирают из условия минимального разброса значений зависимостей, а значение эффективного сечения выбирают в пределах этого разброса. Таким образом нами рассчитывались рекомендуемые ' эффективные сечения на разных стадиях совершенствования библиотеки MXR . В настоящее время используется единообразная методика расчета эффективных порогов и.сечений, получаемых как среднее арифметическое значений сечений, рассчитанных для двенадцати типичных реакторных полей, включая поля реакторов с открытой металлической зоной и бридэров, растворных,, водо-водяных и тяжеловодных реакторов, реакторов с графитом и бериллием, а также спектры деления урана-235 и калифорния-252. Анализ, проведенный в диссертационной работе, показал что средняя квадратическая погрешность, связанная с погрешностями в значениях сечения, не превышает 5 Ж, а за счет отклонений, связанных с вариациями спектров менее 4.5 Ж. Метод эффективных пороговых сечений, при прямом применении, поз- '. ,- 24 .- -: .'-' ;. :-;..'::-.-' .;. ";';, "'-"":.: \';". воляет определять значения интегрального спектра при энергиях выше'\\ 0.55 МэВ. Однако, в практика неоходимо иметь значения интегрального-.-' спектра с энергиями выше 0.1, 0.3 и 0.5 МэВ. Такие значения получали пршоненкем экстрополяционных методик. . ''''. В работах Чувилина и др. развита методика аппроксимации зависи- '. костей (в тем число и ступенчатой функции) линейной комбинацией сече-' ішй актизациокных детекторов (мноїхжоїшононтньй актизационный детек- тор - МАД) : „аД<Е> =']Г ч',аі('Е>. ' , ' С43 ) і = 1 где ы - коэффициенты аппроксимации. В методике,' разработанной в диссертационной работе, отказались" от аппроксимации ступенчатой функции, а пошли по пути,моделирования", сечения МДД, шзвдего заданный эффективный порог и сечение. При моделировании энергетическая зависимость МАД может сильно отличатся от. , ступенчатой функции ( дажо .клеть отрицательные значения ). Такой подход поикает универсальность применения МАД, но значительно сокращает число детекторов в линейной комбинации. Для определения коэффициентов применена методика минимизации по набору базовых реакторных -. спектров. Минимизируется функционал следующего, вида : , m Г оо п " =1 {х - (h-' ^ Ь і ;> (>iw &.) ]* (44 >. где ф^е) - набор базовых спектров, Е(>Еаф> - интегральная плотность потока нейтронов с энергией выше эффективного порога моделируемого, сечения, сґ**д-эффективное сечение МАД (задано нами величиной в ю-**- , оо . - .''.'' сыг), А = Г О". (Е) cp.(E)dE' - активэдионный интеграл детектора с сече.- о l J НИЄМ Оі (Е) В СПеКТрв НейТрОНОВ (р.(Е).; '. Набора базовых спектров вкличал 19 спектров из рекомендованных ' справочных данных РСФ-89..Методика реализована для порогов 0.1, 0.3 и 0.5 МэВ при использовании 4-х реакций': "7Нр(п,п в кадмиевом и борном фИЛЬТре, i03Rh(n,n'> ,tloIn(n,n') И "*Cd(n,n' ) . Рассматривались комбинации из 2х , 3х и 4х реакций. Средняя квадра-тическая погрешность моделирования (СКО) равна 0.9 - 7 %. Относительная систематическая.' погрешность получаемого по МАД значения.интегрального спектра нв'йтроноь определяется следующим образом : 6F = і | coz A2 О2 / Г ]> to. д. 1 + (CKO)2 , ( 45 > где в.- относительная погрешность измеренного актішационного-интеграла. Результаты, получаемые по разным комбинациям реакций, могут быть усреднены :„'-'" W>E> = СГЛ СГ = Jj »v-4v-> '' I«v - < 46 > і = 1 v = где wv - вес результата по комбинации v при усреднении, со. - набор коэффициентов для варианта v. Погрешность средневзвешандаго значенім: .«>*>; { 1^< < / (І< ^)2 р (47> Таблица 5 Плотность потока нейтронов в каналах реакторов СШ-2 , ИР-50 и БОР-60 *t - при погрешности экспериментальных активационных интегралов 5 % * - активацконные интегралы нормированы на интеграл реакции 32s В таблице 5 лрэдстазлены результаты,применения разработанной1. \ ',.у'.. Основной применяемый в работе алгоритм "восстановления" - метод-направленного- расхождения (МНР). Для'области энергий-выше 0.1 МзВ применен модернизированный'вариант корректирующей, функции. В'базозый- вариант корректирующей функции добавлен член, формируемый из ксполь-. зуемых реакций. Для этого вводятся гипотетические реакции с,сечения-,' ми,.являнщмися линейными комбинациями сечений,пороговых, реакций : 0*(Е) = О. (Е)/ О** + СТ.^(Е>/ O^f/ , I =' 1,2. .,'.>ЛТ-1 (43 >. < = «><**Чі. / Нормирозка на эффективное пороговое сечение о~*ф .необходима для при- .' ведения значений сечений-к величинам одного порядка. '-. " . Таким образом ,мы искуственко увеличиваем число'пороговых реакций V что не нарушает условия применимости алгоритма МНР. Корректирующая ' Функция на к-ом шаге итерационного,цикла выглядит следующим образом ':'. у п "Т- 1 . г, пТ-1 где пТ число используемых пороговых реакций. Введенные нами гипотетические реакции не увеличивают точности "восстановления", но позволяют получить спектр более гладким, несколько увеличить скорость сходигюсти, а уклонения измеренных и рассчитанных интегралов распределяются по реакциям Оолэе равномерно. В начале 70-х годов автором был предложен простой и надежный алгоритм "восстановления" спектра быстрых нейтронов : экспрессный метод. Спектр "восстанавливается" из интегрального спектра. Рассматриваемый' диапазон энергий нейтронов разбивают на интервалы не менее I МэВ, границы которых распределены равномерно (при интерполяции интегрального спектра), или совпадают со значениями эффективных пороговых энергий реакций, по которым определены значения интегрального спектра. Последний интервал имеет только нижнюю границу. Исходными'данными для вычислений являются значения интегрального спектра на границах интервалов и значение внутри последнего интервала Показано, что при экспоненциальной аппроксимации спектра на всех интервалах выполняется следующее условие : _ _ : : _ = н. і R. = , ( 50 ) ш*. где "Восстановление".спектра начинается с последнего интервала. По значениям интегрального спектра на нишей границе этого интервала F(>En) и .внутри него F(>En<^) определяется значение спектра на нижней границе <р(Еп) : По значениям интегрального спектра на границах предпоследнего интервала и вычисленному значению спектра для его верхней границы <р(Еп) определяют величины ні'и Rt из выражения ( 50 ) (значения Rt в зависимости от Ht заранее представляются в виде таблицы, графика, вычисляются на ЭВМ или программируемом калькуляторе). Значение спектра на границе этого интервала : : <$(sn_t) = R„;t 1P(En) Далее проводят аналогичные вычисления для следующего интервала и т.д. , . Автором показано , что существуют значения энергии Е*. внутри интервалов (условно-достоверные точки), значения спектра в которых наименее отличаются от "истинных" (в пределах экспоненциальной аппроксимации). Для последнего интервала :'. < = ЕпНЕй*і-"Е„> / l"{F(>En)/F(>En;i)] ; /(2,,) = (p(En)/ e-^,52 )../, f- Для остальных іштервалоз :. . | к* = е. .-( е. - E. )/ se(H.) ;.'ге(ил = (R.-l )/(R.-M. ) ( .53 ) I t/'Miu. > . ' - ' .' .. :-. ' і Ф(<) = (8,.,)-^ V '' ,:.- : :" '.' ". .':":-;' Экспрессный метод устойчив к погрешностям интегрального спектра,.-,' Кроме экспрессного метода, для получения дифференциального спек- ; тра из интегрального автором совместно с сотрудниками разработан специальный метод (итерационный метод дифференцирования), обладающий сглаживающими свойствами." Энергетический диапазон разбивается на интервалы, на границах которых определяются значения интегрального . . спектра. Ширина интервалов выбирается из условия точности определения значеній интегрального спектра интегрированием дифференциального. Итерационный алгоритм метода непосредственно следует из МНР и'имеет вид : j j VV*1(EJ) = фк(Е.) [ l/Fk(>E.) ] / [-l/P(>Bt) ] , (54) Fk(>E. ) = Г «pk(E)dE . "- , ( 55 ) E. где фк(Е)) , фк"*1(Е.) - значения дифференциального спектра в к им приближениях соответственно, a Fk(>E ) , f(>e. ) - значения интегрального спектра в к приближении и исходного соответственно.- В качестве априорного приближения используется или экспоненциальное представление дифференциального спектра или спектр из библиотеки спектров нейтронов.- Итерационный процесс прекращается при выполнений условия вида: | 1 - Ffc>1(>E. ) / F(>E.)J $'Є0 V=-'l,2,.:.,и" '.. (56) Число итераций зависит от требуемой точности (6о) приближения расчетных значений интегрального спектра к исходным. - Разработанные методики,и алгоритмы легли в основу информационно-вычислительного комплекса MIXER, предназначенного для определения спектральных характеристик и спектров нейтронов интегрирующими детекторами. Структурная схема комплекса приседена на рис.5 и 6 . Комплекс состоит, из двух разделов.: кошлекс -программ для подготовки '.',.-' ' - 29 - данных для "восстановления" спектра и определения спектральных характеристик и программа "восстановления" спектра нейтронов в диапазоне энергий 0.5 эВ - 19 МэВ. Рис.5 Структурная скема первого раздела ИВК MIXER. ПРОГРАММЫ определения спектральных характеристик и подготовки данных : . ^ : Расчет интегральной плотности потока для энергия 0.1. 0.3 н О.5 МэВ многокомпонентным актива- ционным детектором тепловых и . . Выбор . варианта параметрического представления интегрального спектра в диапазоне 0.1-4. О МэВ Расчет эффективной поправки к активацион-ным интегралам реакций захвата для спектра из библиотеки ИГХЕК. Программа "восстановления" спектра нейтронов в диапазоне энергий 0.5 эВ - 19 МэВ построена.на принципе выбора альтернативных процедур, реализующих разработанные методики и алгоритмы. Она содержит две библиотеки : сечений и спектров."Энергетическое разбиение соответствует принятому в РЕКИ» представлению сечений. Для "восстановления" спектров нейтронов. ЯФУ с источником нейтронов от реакции T(d,n) автором разработана специализированная методика, реализованная в программе TDN. Спектр "восстанавливается" в групповом виде, так как точечное представление не обеспсчива&т нуляой точности интегрирования для относительно "узких пиков'' первичных нейтронов. Диапазон энергий 0.1-20 МэВ, энергетическое разбиение - равномерное с шагом 0.1 МэВ. Сечения 47 решений в диапазоне энергий 0.1 - 20.0 МэВ собраны автором в виде библиотеки CR0SS.TDN. Большинство сечений ' ,"; "- Зо;- -...'- .;''.' взято .из библиотек Pffl№ , MXR , БССДОР-80. .''. Рис.6 Стуктурная схема ИВК MIXER. Библиотека сечений Выбор набора реакций, ввод численных значений интегралов и Подготовка спектра начального приближения Из библиотеки спектров Пользователей численно Пользователем . из библиотеки спектров Программой из библиотеки спектров Коррекция спектра начального приближения МНР." Спектр нейтронов источника аппроксимируется гауссовским распре--делением, описываемым тремя параметрами : S (плотность потока нейтронов источника), ео(энергия максимума распределения), G (ширина пика на половине высоты). Методика основана на раздельном определении спектра источника и спектра вторичных нейтронов при их последовательном уточнении. Используются два набора реакций : набор для определения параметров пика и набор для.""восстановления" спектра вторичных нейтронов. В набор для определения параметров пика включаются реакции с высоким порогом регистрации нейтронов (в основном (п,2п)), для которыг вклад от вторичных нейтронов мал. Предварительчое исследование зависимости активационных интегралов от ширины гауссовсксто пика показало, что в ' -.31 - созданной библиотеке только три реакции обладают значительной чувствительность» К Ширине ГОКа :3>K отсутствші этих реакций в наборе ширина пика не может быть определена при "восстановлении" спектра и должна задаваться априори. У сг . ср* . ЛЕ. A . - У a . tp, g, і .., ал 1 ть Процедураопределения спектра основана на вложенных итерационных циклах :' внутри "большого" итерационного цикла осуществлены два "малых"-.цикла для определения параметров пика и "восстановления" низко-энергетической части спектра. Параметры пика определяются МНК с итерационным уточнением 'мішимизащіей функционала следующего вида : } jf(s0.o,B0) ( 57 ) ЛЕ. і = 1 * - групповые сечения и .'ктивационные интегралы для первого набора реакций; ср0 . - групповой спектр пика в к-ой итерации уточнения; ф^"1 - групповой спектр низкоэнергетической части в к-і итерации.уточнения, nt - число реакций в первом наборе. После шределешя параметров пика осуществляется второй "малій" итерационный Ц'жл для определения нискоэнергетической части спектра. Активанионные интегралы второго набора ль "исправляются" на вклад в ЛЕ, л ".]К них от пика, т.е. L , V L.v .Л. L, V j *а, J J Для "восстановления" низкоэнергетической части используется алгоритм МНР. Априорізьй спектр задается аналитически. Итерационные процессы прерываются пользователем. На заключительном этапе спектр может быть скорректирован при использовании всего набора активационных интегралов. На рис.7 и 8 приведены результаты тестового "восстановления" реакторного спектра и спектра с начальной энергией 14.I МзВ. t - тостаїй скітр , 2 - юссщсіхша Ыщ - 4 -і - »- 4 -J- h 4 -І- Ь- 4 -І- h 4 -. -1J-LJJ.LJ І І І І і І І і -і-г і~і~п-і-п- 4 -І - У- 4 -І- ^ 4 -1- k 4 ~4- І- 4 - JJ-LJJ.LJJ. В работа приведены результаты измерений спектров.нейтронов.; -. .].' И?Т ЇІИФИ^. Представлен спектр з сухом канале ВЭК-13, находящемся в'.;"- .:. замедлителе на расстоянии 45 см от края активной зоны. Спектр і нейтронов "восстановлен" по программе MIXER. Результаты приведены на | рис. 9 (нормированные на плотность потока, с энергией более 3-х .МзВ). : Погрешность "восстановленного" спектра по диапазонам составляет : . і 0.5 зВ - 10 кэВ - 7 % , 10 кэВ.- 0.1 МзВ - 20 % , 0.1 МзВ - 1.0-МэВ - |. 25 % , 1.0 МзВ - 10 МзВ - 7 % , 10 МзВ - 15 МзВ - 9 %. Источник , ' нейтронов на базе ВЭК-13 аттестован в качестве образцового ( ОЙ-Р-27) , [ Экспериментальный кячрл реактора ВВЭР-440 II блока Армянской АЭС. '; Проведено иос-.;:едол.:-і."й спектров нейтронов в радиальном экспери- Реактор ИР-50. Исследовательский реактор ИР-50 - бассейновый реактор, типа ИРГ, работающий в стационарном режиме на мощности до 50 кВт. Эксперименты проводились совместно с ВЩЙФТРИ и'НЖЕЭТ в трех облуча-тельных устройствах : экспериментальном "Коробе" (ЭК) (углубление в полиэтиленовой вставке), БЭК-4"(канал в водяном отражателе), ВЭК-1 (канал в активной зоне). Впервые использован очень широкий набор' реакций (в фильтрах из кадмия и бора и без фильтров) - 45 реакций. "Восстановление" 'спектров выполняли по программам MIXER (МИФИ) и - зз.--ПРОСПЕКГ-МЙ (ВНИИФТРИ) с последующей их оценкой. Соответствующие спектры приведены на рис.12. Погрешности "восстановленных" спектров : 0.5 эВ - 10 кэВ - 7 Ж, 10 кзВ - 0.5 МэВ - 20 %, 0.5 МэВ - 10 МэВ -7 Ж, 10 МэВ -* 15 МэВ - 10 %. Проведенные измерения позволили аттестовать облучательные устройства как образцовые. Высокопоточный реактор СМ-2. Реактор СМ-2 - высокопоточный реактор на промежуточных нейтронах. Облучения детекторов и измерения их активности проводились сотрудниками НИМР и ВНИИФТРИ, автор диссертации анализировал данные и "восстанавливал" по ним спектр. Измерения проводились в четырех каналах, расположенных в бериллиевом отражателе на различных расстояниях от активной зоны. Толщина слоя бериллиевого отражателя составляла 50 мм для канала ВЭК-4, 100 мм для БКС-4, 150 мм для ВЭК-6 и 180 мм для ВЭК-П. "Восстановленные" программой MIXER спектры.приведены на рис.13. Погрешности "восстановленных" спектров : 0.5 зВ - 10 кэВ - 10 %, 10 кэВ - 0.5 Мэв - 25 %, 0.5 МэВ - 10 МзВ - 7 %, 10 - 15 МэВ -ЮЖ.''. Реактор на быстрых нейтронах БОР-60. На реакторе БОР-60 проводится большой объем материаловедческих испытаний перспективных реакторных материалов. Вместе с тем поля нейтронов в облучательных устройствах реактора слабо изучены. В настоящее время начата работа по систематическому экспериментальному исследованию спектров нейтронов в устройствах реактора сотрудниками НШР, ВНИИФТРИ и МИФИ. Измерения актива-ционных интегралов проводятся сотрудниками НЖАР при консультациях и анализе экспериментальных данных ВНИИФТРИ и МИФИ. "Восстановления" спектров в основном проводятся в МИФИ и ВНИИФТРИ. Измерения проведены в двух облучательных устройствах : ячейке Д-23, расположенной на рас-1 стоянии 19.6 см от центра активной зоны, и в канале ВЭК-4 за корпусом ' реактора. На.рис. 14 приведены спектры нейтронов для соответствующих облучательных устройств. Необходимо отметить, что спектр канала ВЭК-4 нуждается в дальнейшем экспериментальном уточнений. Погрешности "восстановленных" спектров : 0.5 эВ - 10 кэВ - 10 %, 10 кзВ - 0.5 Мэв - 40 Я, 0.5 МэВ- 10 МэВ - 7 Ж, 10 МэВ - 15 МэВ - 10 Ж. Спектральные характеристики вышеперечисленных облучательных устройств приведены в таблице 6. Разработанные автором методики апробировались на трех Всесоюзных. сличениях. На первом сличении испытывались программы и алгоритмы "восстановления" спектров быстрых нейтронов. Результаты автора, полученные экспрессным методам дали минимальное уклоните от тестового ftc. З Спегтв *з*пюігсї оСгслігзиїго хсточюаа СК-Р-27 — -2 -* LqCK,K33) -7 -« -5 -Э -1 -J LgCE.KaB) Рж. 11 Спсгтсв рліїгтхиз^ в eskuki tesiTcpu ІРГУС J ~ЦМ, 2 -83Ї-5, 3 - т-з --г;—Г"Г"-'!—Г~^4^-"|зМ— —г --і ! С"\—Ї—! ЇІ-- 1 1 f 1 I.I 1 1 1 1 1 1 1 1 .1 1 т -в -в т* -э -a -j а із ьдск.іьа) і - взі-Гг -взх-<, з - sj LetE.teB)" Рже. 13 Свеггов жатроно» ft іаячлях регхторз СЯ-2 і - БХС-1.2 - B3S-1I. З - ВЭИ/i - ВЙ-Е ; ; ;. ; <;„j^-r ; "і " г 1 "І І і і \ І II і і fci і^^, у ! І 1 '51 J/~~W М L__l L^_l I І '-W -- « < і і > » . t \д і і і і і і і U І І І !___> І '--Jfl «,- г і і і г 1-і і І І І I І » І І л --г--г 1 Г "і і 1 її-- І І І І І * » її І II * її І її І І І І' І І І І -7 ~t -5 -« -З -І -і t 1 2 LQ(E.tb&) -Ч -Э -2 -J Спектральные характеристики облучателышх устройств Таблица 6 * - ФуС нормировано на активационный интеграл реакции seNi(n,p) а - ФуС нормировано на активационный интеграл реакции 32S(n,p) спектра ( 10 %. ). На втором сличении испытывались методы измерений активности, программы и алгоритмы "восстановления" спектров быстрых нейтронов. Результаты автора находятся в пределах оцененных значений. Третье сличение проводилось на реакторе ВВР-М ИЯИ АН УССР в сухом канале KC-I, расположенном за берилжевым отражателем толщиной около 170 мм и омываемом водой.' Результаты измерений активационных интегралов по методикам, разработанных автором, находятся в' пределах погрешностей оцененных значений. На рис.15 приведены оцененный спектр нейтронов и спектры нейтронов, полученные автором. Объявленная погрешность оцененного спектра - 0.5 эВ - I кэВ - 6 %, I кэВ - 100 кэВ- 10-20 Ж, 0.1 МэВ - 0.8 МэВ - 20-25 %,, 0.8 МэВ - 10 МзВ -8. 10 МэВ -,18 МэВ - 15 %. Расхождения наблюдаются в основном в нешіфор-мг.тивнрй области и находятся в пределах погрешностей оцененного и ' представленного спектров, что связано с выбором априорной информации. Почти все участники использовали априорный спектр сформировашмй в воде, а МйФМ - сформированный в, бериллии. На рис.16 приведено сравне- і ниє результатов, полученных МИФИ при"использовании априорного спект- } ра, сформированного в воде. ,' .' . ' ., .. .''' '. ;. ' j LgCE.toB) LglE.MoB) Для рутинных измерении спектров нейтронов и аварийной дозиметрии разработан по заказу ГКАЭ активанионный спектрометр-дозиметр ЗАСАДА.. Отобраны следующие реакции :взСи(п,7) - тепловые нейтроны, 1 Спектрометр-дозиметр ЗАСАДА участвовал в международном и отечественных сличениях аварийных дозиметров и показал согласие с лучшими . системами в пределах погрешности измерений. Применяя методику, апробированную для моделирования, средств измерений, определявших плотность потока с энергиями выше 0.1, 0.3 и 0.5 МзВ, в ходе диссертационной работы моделированы средства измерений для получения .интеграла ловреядения (СНА) для кремния и стали. - СНА в настояще'е время не может быть измерена непосредственно. Для ее получения используются косвенные четоды :интегрирование сечения образования смещений по споктру нейтронов и использование, средств измерений, отклик которых пропорционален СНА. Зависимость образования смещений от энергии нейтронов получают расчетный путем. Так как временные и трудовые затраты на измерение спектра очень велики, актуально создание средств измерений СНЛ, ориентируясь на применение актква-ционных детекторов. Пороговые реакции были разбиты на две группы : высокочувствительные и низкочувствительныз. Реакции деления можно относить, как в ту, так и в другую группу в зависимости от метода измерения скорости Деления. Рекомендованы Следующие Наборы : l-i03fth(n,ir),llaIn(n.n'), illCd(n,n')/C"'Pb(n,n-),Z37Hp(n.i') ИЛИ *5Sc Тагам образом, для определения значения СНА можно ограничиться 4-5 детекторами, при этом отличив от значешій, полученных интегри-рованием по спектру, не превышает 10 й в т осматриваемом классе спектров, характерных для большинства облучательных устройств. В таблице 7 приведено сравнение значешій СНА, полученных интегрированием по спектру нейтронов и с помощью МАД, для некоторых спектров, которые не представлены а наборе спектров при определен-»! коэффициентов МАД. Таблица 7 т а л ь . я - пря погрешности активациокньк интегралов 5 % ; * - нормировка на активационный интеграл реакции s*.S(n,p) ; ** - нормировка на активационный интеграл реакции 50Ni . "' " .-',-.33'-'"-"..;' . У - '):'":..:.'"' '" "7- Настоящая диссертационная работа подводит итог многолетней ' К новым результатам исследований автор относит : Разработку пробяєшіо-ориентироваїшой библиотеки оцененных сечений, реакций активации нейтронов (MXR) и участие в создании библиотеки. стандартизованных и рекомендованных данных (РНМФ). - ] Разработку образцовых средств измерений активности и методик их применения, включающих методы определения поправочній коэффициентов. Разработку новых методик определения интегральных характеристик сечений и спектральных характеристик поля нейтронов- : метод отношений кадмиевых отношений, многокомпонентные детекторы для определения плотности потока нейтронов и СНА. Разработку новых алгоритмов для "восстановления" спектров нейтронов и получения спектралъньж характеристик : экспрессный метод, итерационный метод дифференцирования интегрального спектра, аналитическая аппроксимация спектров, надтепловых нейтронов и интег-.' ральных спектров быстрых нейтронов. Создание информациошю- вычислительньк кошлексов MIXER и TDM длї определения спектров реакторных нейтронов и нейтронов ТЯУ из результатов актшационных измерений. . Результаты измерений спектров нейтронов на реакторах различного типа, в том числе разработка образцового источника-ОЙ-Р-27 на ИРГ МИФИ. '.'
іп;п ens;;гроз надтеплозьпе нейтронов'и кнтегрального спектра быстрых
нс-й тронов. Предлагается следувцэя параметрическая аппроксимация
спектра медленных нейтронов : '"..-.( 23 )
кания для тепловых и надтепловых нейтронов. -' '
Интегральный спектр на интервале 0.1 - Ем ШВ представляется в виде
' F4(>E) ='C1 -ZJE) + Ca-Z2(E)-. ' .(.36)
аппроксимирован двумя вариантами. ..; -
спектра на этом энергетическом интервале. '
ющее условие : '
методики для некоторых обдучательных устройств, спектры которых" не "*
входили в базовьй набор'спектров ..Использованы нормированные экспэри-'-.
ментальные актхш анионные .интегралы.,- Результаты 'применения МАД сразш-' -
ваатся с результатами, полученньми'интегрированием по ."восстановлен-";,
кьм"-спектрам.. ' у, .у ..;-.' у / v;" : - у .-'.'-..; у - у .;- :.
В диссертации-описаны применяемые и разработанные алгоритмы .' . ""
д.пя "восстановления" спектра реакторных нейтронов и нейтронов ТЯУ. .
Пров оде и анализ основных алгорктыоз, используемых для "восстановле
нии" спектров реакторізхс нейтронов, который позволил сделать следую-.. ;
іцие вызолы :лучшжт; из рассмотренных' методов являются SAHD и МНР, они
просты в реализации нк? надежные-результаты "восстановления";. уве-;
личзние числа интервалов разбиения не увеличивает точности "восстз- '."
нозионш" - достаточно применить разбиение, которое обеспечивает не-
сбходкмую точность интегрирования при-расчете акткзационного интег- '.:
рала; точность приближения "восстановленных" значений спектров к
"истпьшш" ка энергетических интервалах с малой экспериментальной'
информацией сильно зависит от выбора спектра начального приближения.
Быта сформулированы основные требования для аттестации ЭВМ-программ .
"восстановления" нейтронных спектров. Для того, чтобы обеспечить. .
единство и наден-ность "восстановления" спектров в разных лабораториях
по разным методикам было предложено провести соответсвуюшую аттеста
цию таких программ. ; '. : . ...... :
нейтронов : при погрешности в исходных данных 5 - 10 % погрешность j
"восстановленных" значений в условно-достоверных точках не превышает '
10 - 20 % . Метод предназначен в основном для работы без использова- ;'
ния ЭВМ, однако легко реализуется на ЭВМ. '".':'.
Расчет В . для спектра
надтепловых ней
тронов при пара
метрическом опи
сании.
ї
Коррекция спектра неЛтронов Свнесен-не в спектр нерегулярностей от ре-зонансов в сечениях материалов Формирующих спектр
Расчет поправок G ,С G для R с реакций захвата нейтронов
Расчет интегралов, повреждений для стали и кремния многокомпонентным активаци-онным детектором.
Расчет параметров спектров тепловым и надтепловых нейтронов и подготовка интегралов для восстановления спектра.
Библиотека спектров ,
энергетического диапазона '.'-
Программой
описание интегрального сп.
варианты
Подготовка спектра 6. н. и уточнение эфф. сечений
Подготовка спектра надтеп-
ловых нейтронов ,
варианты
Расчет погрешностей спектра
Уж. в Сиггр тфЕзз , ксстазямгга лрзпянжд Т3.1. 1 - тестзаіЯ саеггр 2 - вохта&яикта
і і 2) U с ги »oii»n3Hi3}CiTjBis;f Е КэВ
1:с?:тальном канале , расположенном по диаметру в медианальной плоское- '
ти активной зоны в боковой биологической защите. Канал заполнялся v
сборкой щшндров кз серленткяитозого бетона (материал защиты).
Ак-пшапкогшые детекторы помещались в зазорах. Спектры нейтронов ( I, .
2, 3 ) определялись для трех толщин: ( 75, 150, 275 мм ) материала
подвески. Характеристики поля теплових нейтронов не измерялись.
Результаты "восстановления" приведены на рис. 10. Погрешности спектра:
10-15 % - диапазон 0.5 эВ - 10 кэВ, 25-40 % - диапазон 10 кэВ - 0.5 '
Мэв, 10 % - диапазон 0.5 МЗВ - 10 JvfeB, 15 Ж - диапазон 10 МэВ-15 МзВ.
Исследовательский реактор АРГУС. Топливом для реактора является вод
ньй раствор уранил-сульфата объемом 21.I л с концентрацией урана-235
в растворе 81.3 г/л. Отражателен нейтронов является графит. Измерения
спектров нейтронов проводились в двух ветикалъкых каналах, располо-,
жэнных непосредственно в графите .: ЮК-5 (расстояние между централь
ными осями канала и A3 275 мм, толщина-графита .96 ми ), ЮК-3 ( соот- .
ветствешю 483 и 260 мм ), а такие "в центральном канале. ( ШК ). ;
"Восстановление" спектров проводили экспрессная методом и по MIXER....
Соответствующие спектры нейтронов приведены на рис.II. Погрешности-
споктра: 0.5 зВ - 10 кзВ - 10 %, 10 кзВ - 0.5 Мэв - 25 55, 0.5 МзВ -
10 МзВ- 7 %, 10 МзВ.- 15 МэВ - 10 %.'..'
Pjc. 13 йеігта гоїтаазіз в ебэрве їв сераеЕГШггсвэго Сеток» в гкзаіГUX : 1 - 75 км, 2 - 138 *м, г - 275 км
Рлс. 12 Сіжхтри ксггронов я ілкаїиі ренітора КР-30
---(---і i-~-h--0-i t i-.-Vt
І 1 1 1 І 1 1 "І"
Лгс. 14 Стати воїттоюі в хакалах pcatropo БСУ-ЄЯ
1 -Ш-і, 2--Д-Н .
з а к л ю'ч е н и е .: .'';'
деятельности автора по разработке и внедрению методов спектрометрии'..'
нейтронов на ЯФУ. В работе автор стремился к.комплоксности разработки
указанного направления. Методические, технические-и программные реше
ния объединены в единый спектрометрический комплекс, апробированный
на ЯФУ различного типа. '/'-',-.
Похожие диссертации на Спектрометрия нейтронов ядерно-физических установок интегрирующими детекторами : (Методическое обеспечение)
