В пятой главе - Автореферат диссертации на соискание учёной степени доктора

В пятой главе представлены результаты работы по исследованию нейтронно-физических характеристик оригинального устройства КОРПУС, размещённого на реакторе РБТ-6 и предназначенного для длительных облучений образцов корпусных сталей в условиях, максимально приближённых к условиям работы металла корпусов энергетических реакторов типа ВВЭР.

Устройство состоит из 4-х рядов отдельных шести ампул, размером 110х110 мм каждая, размещённым в бассейне реактора РБТ-6, рядом с активной зоной. Первый ряд ампул отделён от активной зоны реактора стенкой из нержавеющей стали толщиной 3 мм и свинцовым экраном толщиной 10 мм. Для охлаждения экрана с обеих сторон предусмотрен слой воды толщиной 3 мм. Наличие экрана снижает радиационный нагрев первого ряда ампул от реакторного гамма-излучения и облегчает создание регулируемого и стабильного температурного режима по всему объёму металла в ампулах. Нагреватели, встроенные в ампулы, обеспечивают постоянство температуры 2650 С на всех облучаемых материаловедческих образцах, что соответствует температуре корпуса реакторов ВВЭР. Для охлаждения ампул водой бассейна реактора между ними предусмотрен зазор величиной 2 ÷ 3 мм. Конфигурация расположения ампул показана на рис. 13.

Первые два ряда ампул (поз. 11-26) предназначены для размещения образцов корпусной стали, моделирующих толщины стенок корпусов ВВЭР-440 (140мм) и ВВЭР-1000 (198мм). Величина плотности нейтронного потока позволяет осуществить в течение одного года ускоренный набор флюенса быстрых нейтронов до значений (3-6)1019 см-2, характерных для корпусов энергетических реакторов при длительной эксплуатации (20-30 лет).




































































АЗ
































10 мм PB









































Р

Поз.11




И

Поз.12




М4

Поз.13




М3

Поз.14




И

Поз.15





РТ

Поз.16






































И

Поз.21





И

Поз. 22





С

Поз.23




М2

Поз. 24




И

Поз. 25





И

Поз. 26




















вода


65 мм














И

Поз. 31





И

Поз. 32





C

Поз.33





М5

Поз. 34





И

Поз. 35





И

Поз. 36



































И

Поз.42





И

Поз.43





И

Поз.44





И

Поз.45






И

Поз.46

































Рис. 13. Компоновка стенда КОРПУС на реакторе РБТ-6 при проведении экспериментов по облучению образцов корпусной стали.

И - ампулы-имитаторы; Р, РТ, С - ампулы дозиметрические для проведения внутри ампул нейтронно-активационных измерений; М2, М3, М4, М5 -ампулы с образцами.

Третий ряд ампул (поз. 31 - 36) отделен от второго ряда слоем воды толщиной 65 мм. Этим достигается значительное уменьшение интенсивности быстрых нейтронов (~ в 25 раз), но с сохранением формы спектра нейтронов. Таким образом, в третьем ряду создаются условия облучения близкие к реальным, имеющим место на внешней поверхности металла корпусов реакторов ВВЭР-440. Четвёртый ряд ампул (поз. 42 - 46) дополняет третий до толщины стенки реального корпуса ВВЭР-1000. Высота активной зоны РБТ-6 равна 35 см, высота рабочих, дозиметрических ампул и ампул с имитаторами 40 см.

Важное достоинство устройства - возможность одновременного облучения большого количества образцов. Например, в каждой ампуле можно разместить около 100 образцов типа Шарпи при сохранении постоянства температуры на всех образцах. Это приводит к одновременному размещению большого объёма материала (корпусная сталь, сварной шов, наплавка) в нейтронном поле, которое сильно деформируется внутри металла. В связи с этим, для правильной интерпретации результатов облучения необходимо обеспечить достоверное измерение флюенса быстрых нейтронов на каждом образце. Эту задачу решали в несколько этапов. На первом этапе определили градиент поля быстрых нейтронов по высоте ампул в 1-м, во 2-м и в 3-м рядах стенда КОРПУС. На втором этапе – градиент поля вдоль первого ряда ампул. На третьем этапе измерено ослабление нейтронного потока в зависимости от толщины облучаемого массива образцов и энергии нейтронов. На четвертом - выбор оптимального взаимного расположения образцов и ДНА сопровождения. Завершающий этап - это создание расчётной модели для определения спектров нейтронов для каждого ряда и для каждого слоя образцов с последующей корректировкой экспериментальных значений флюенса нейтронов.

Распределение нейтронного потока по высоте (ось Z) измеряли с помощью активационных детекторов в виде титановой и никелевой проволок по реакциям Ti(n,x)47Sc и 58Ni(n,p)58Co. Облучение проводилось в материаловедческих ампулах, имеющих сквозной центральный канал диаметром 8 мм. После облучения проволоку разрезали на отдельные части, в которых измеряли активность продуктов реакций, затем определяли плотность потока быстрых (Е>2,2 МэВ) нейтронов.

Задачу второго этапа решали путём облучения наборов активационных детекторов, установленных в ампулу Р на глубину 10 мм от передней стенки на уровне СПАЗ. Ампула Р затем последовательно переставлялась в позиции 12, 13, 14, 15 (см. рис. 13) и при каждой перестановке облучался новый набор детекторов.

Наборы состояли из родия, титана, железа, никеля. При этом быстрые нейтроны регистрировали по реакциям: 103Rh(n,n’)103mRh, 58Ni(n,p)58Co, 54Fe(n,p)54Mn, 47Ti(n,p)47Sc, 46Ti(n,p)46Sc, 48Ti(n,p)48Sc. Такой набор обеспечивает регистрацию быстрых нейтронов в диапазоне энергий от 0,7 МэВ до 7,0 МэВ.

Эксперимент показал, что по форме интегральный спектр быстрых нейтронов в интервале энергии 0,7-7,0 МэВ на входе в массив стали устройства КОРПУС на уровне СПАЗ для ампул в поз.12, 13, 14, 15 одинаков. Расчётно-экспериментальным методом было установлено, что распределение плотности потока нейтронов вдоль передней стенки ампул можно целенаправленно изменять с помощью установки кассет в ближний ряд активной зоны (АЗ) с определённым значением выгорания.

Эксперименты по определению ослабления нейтронов неоднократно проводили в разных точках устройства КОРПУС с помощью активации пороговых ДНА, размещаемых в ампулах Р и С. Для более точной оценки величины ослабления потока нейтронов в массиве металла выполнена обработка данных длительного эксперимента с плотно упакованными реальными образцами в материаловедческих ампулах, которые облучались около года. В качестве ДНА применяли ниобий и железо. Оба детектора упаковывались в алюминиевые капсулы и устанавливались на 3-м и 4-м этажах с образцами корпусной стали симметрично относительно СПАЗ. Материаловедческие ампулы М4 и М2 состоят из 7 слоёв образцов Шарпи размером 10х10х55 (70 мм стали), ампула М3 - из 6 слоёв (60 мм). В связи с тем, что ампулы М4 и М3 облучали в первом ряду, а ампула М2 во втором ряду (см. рис.13), есть возможность определить ослабление потока нейтронов в слое металла суммарной толщиной 175 мм, с учётом толщины стальных нагревателей. Геометрия расположения капсул с мониторами обеспечивала контроль флюенса нейтронов по всей толщине металла (по всем рядам образцов) в каждой ампуле. Зависимость скорости реакций от толщины металла в ампулах М4, М3 и М2 показана на рис.14.




Рис. 14. Распределение нейтронного потока по толщине стали:

○ - 93Nb(n,n’); ∆ - 54Fe(n,p).

Координата Х = (5...175) мм отсчитывалась от середины первого слоя образцов. Скорость реакции 93Nb(n,n’) эквивалентна нейтронному потоку при Еп>1 МэВ. Скорость реакции 54Fe(n,p) соответствует потоку при Еп>3 МэВ. Приведенные данные хорошо описываются экспоненциальными функциями:

R(Nb) = 10,5exp(-0,0157 X) 10-13 с-1 ; (12)

R(Fe) = 3,24exp(-0,0194 X) 10-13 с-1. (13)

Погрешность определения коэффициентов равна 2,0 %. Соотношения (12), (13) позволяют корректировать данные по флюенсу нейтронов, полученному из мониторных реакций 54Fe(n,p), 93Nb(n,n’) для отдельных образцов, на другие образцы, расположенные в глубине облучаемого объёма металла.

В апреле 1994 г на совместном заседании рабочей группы по реакторной дозиметрии корпусов ВВЭР (WGRD VVER) и европейской рабочей группы по реакторной дозиметрии (EWGRD) (г. Ржеж, Чехия) обсуждались возможности устройства КОРПУС и было принято решение о проведении международного эксперимента. Со стороны России в сличительном эксперименте приняли участие: ГНЦ РФ НИИАР, РНЦ КИ, МИФИ, ГНМЦ ВНИИФТРИ, ГОСАТОМНАДЗОР. Из европейских стран участвовали: Бельгия (SCK/CEN-Mol), Нидерланды (ECN-Petten), Финляндия (VTT-Espoo), Германия (FZR-Rossendorf ), Болгария (INRNE).

Каждый участник представил свои наборы активационных детекторов для облучения в первом, втором и третьем рядах ампул. Одновременно с каждым набором ставились контрольные наборы НИИАР. Монитором мощности реактора РБТ-6 выбрана реакция 58Ni(n,p)58Co Облучение детекторов каждого участника проводилось независимо от других, время облучения согласовывалось.

Активность облученных детекторов вначале измерена на комплексе ИКЭ - II-4 в НИИАР. Затем детекторы разосланы участникам с целью независимого определения активности и скорости реакций. Сравнение результатов показало, что данные по удельной активности активационных детекторов и скорости реакций, полученные на измерительных установках в НИИАР, хорошо согласуются с аналогичными данными других участников. Отклонения между отдельными измерениями в основном находятся в интервале (± 1-3)%. Различие в (± 4-6)% наблюдается для скорости реакций деления 235U(n, f), 238U(n, f), 237Np(n, f) и 93Nb(n, n’), для которых методики определения скорости реакций более сложны. Совместная публикация всех полученных данные и их краткий анализ изложены в двух совместных докладах на международных конференциях в Праге (Чехия) и Нейшвиле (США) [30, 31].

Результаты международных сличений в третьем ряду устройства КОРПУС представлены в работе [32].

Таким образом, межлабораторные сличения обеспечили проверку методик измерений и программ обработки результатов, применяемых в Лаборатории метрологии нейтронных излучений (ЛМНИ), включая используемые ядерные константы и наборы образцовых источников гамма-излучения, а также правильность аттестации активационных детекторов.

Одновременно с проведением сличений была выполнена нейтронно-активационным методом спектрометрия во всех рядах устройства КОРПУС. Основная задача спектрометрии - измерение спектров нейтронов в центре первого, второго и третьего рядов. Данные результатов сличений были также использованы при восстановлении спектра нейтронов. Для каждой точки облучения в 1-м, 2-м, 3-м рядах измерена скорость 25 пороговых и (n,γ)-реакций. Погрешность измерений скоростей реакций не превышала 5 %.

Восстановление спектров проведено по программе “MIXER”. По восстановленным спектрам вычислены необходимые для создания системы нейтронно-дозиметрического сопровождения параметры: значения активационных интегралов, плотность потока нейтронов, эффективные сечения, спектральные индексы и скорость дозы повреждений. Эти данные были использованы при верификации расчётной модели устройства КОРПУС [33].

Абсолютные значения плотности потока нейтронов в центре каждого ряда для мощности реактора 6 МВт приведены в табл. 12. Для четвёртого ряда вследствие слабой плотности потока нейтронов данные получены экспериментально-расчётным методом с погрешностью около 12 %.

Таблица 12

Плотность потока нейтронов в первом-четвёртом рядах стенда КОРПУС, см-2с-1

Параметр,

см-2с-1

Поз.13-14

Поз.23-24

Поз. 33-34

Поз. 43-44

Ф( Е0,1 МэВ)

9,791012

1,951012

7,951010

1,501010

Ф(E>0,5 МэВ)

5,291012

8,251011

3,711010

7,02109

Ф( Е1,0 МэВ)

2,861012

3,801011

1,611010

3,30109

Ф(E>3,0 МэВ)

(5,060,15)1011

(4,630,12)1010

(2,120,12)109

3,19108

На внешней поверхности корпуса реактора ВВЭР-400 максимальная скорость накопления флюенса нейтронов (Еп ≥0,5 МэВ) составляет около 4,51010 см-2с-1, а для реактора ВВЭР-1000 она оценивается значением 6109 см-2с-1. Данные табл. 12 для поз.33 и 43 показывают, что условия, близкие к реальным по накоплению флюенса нейтронов, можно создать в устройстве КОРПУС.

Расчётная модель разработана на основе пакета программ MCU-4/SM*.

*Абагян Л.П. и др. Программа MCU-3 для расчета методом Монте-Карло нейтронно-физических характеристик ядерных реакторов. Препринт ИАЭ-5736/5. М., 1994.

Расчет проводили для массива стальных образцов со стальными нагревателями, помещенными в ампулы устройства КОРПУС. Массивы образцов в ампулах в расчётной модели разбивали на семь регистрационных зон, образуя таким образом девять продольных слоёв по удалению от активной зоны реактора (семь слоёв образцов и два нагревателя).

Рассчитаны спектры нейтронов в продольных слоях образцов на уровне средней плоскости активной зоны. Расчёт проведён после настройки модели расчёта по реперным точкам экспериментальных данных для мощности реактора 6 МВт.

Спектры нейтронов показаны на рис. 15 в энергетической шкале БНАБ. Первый спектр (нулевая точка отсчёта) соответствует середине первого нагревателя в ампуле первого ряда. Последний спектр соответствует последнему нагревателю ампулы из второго ряда.

Р
ис. 15. Распределение плотности потока нейтронов в продольных слоях нагревателей и образцов ампул 13-23

Верифицированный расчётный метод применён для расчёта других нейтронно - физических характеристик, измерения которых трудно осуществить [34].

В частности, выполнены расчёты спектральных индексов в каждом слое образцов в четырёх рядах устройства КОРПУС. При варианте облучения с вращением ампулы с образцами на 1800 после набора половинного значения флюенса нейтронов спектральные индексы определяют по суммарным спектрам для массива образцов. При повороте ампулы массив образцов облучается в более однородном спектре быстрых нейтронов. Значения рассчитанных индексов без поворота ампулы для первого ряда приведены в таблице 13, а с поворотом в табл. 14.

Таблица 13.

Значения спектральных индексов по толщине ампул первого ряда с образцами

Номер

слоя

Расстояние

от центра, мм

Спектральный индекс

G(0,1)

G(0,5)

G(1,0)

G(7,0)

0

-42,5

11,93

7,63

4,81

0,061

1

-30

13,82

8,62

5,24

0,058

2

-20

15,14

9,25

5,49

0,058

3

-10

16,58

9,90

5,73

0,058

4

0

(18,13)

(18.6)

(10,60)

(10.8)

(5,96)

(6.09)

(0,058)

(0,057)

5

10

19,75

11,29

6,21

0,058

6

20

21,16

11,88

6,38

0,057

7

30

22,31

12,29

6,47

0,057

8

42,5

24,82

13,23

6,78

0,057

Примечание. В скобках приведены экспериментальные значения индексов.

Таблица 14.

Значения спектральных индексов для смешанных спектров нейтронов

Слой

G(0,1)

G(0,5)

G(1,0)

G(7,0)

G(0,5/1,0)

1+7

15,81

9,48

5,53

0,058

1,714

2+6

17,01

10,07

5,77

0,058

1,745

3+5

17,85

10,46

5,92

0,057

1,770

4+4

18,13

10,60

5,96

0,058

1,778

Для каждого из девяти слоёв рассчитывали скорость дозы повреждений для железа на уровне СПАЗ. В табл. 15 приведены данные при облучении без поворота и с поворотом на 180 для мощности реактора РБТ-6 равной 6 МВт

Таблица 15

Скорость набора дозы повреждений для железа, сна/c

Номер слоя

Ампулы 13, 14

без поворота

с поворотом на 1800

0

1,00∙10-8( 4,0)

6,46 ∙10-9( 4,0)

1

8,44∙10-9( 4,0)

6,01 ∙10-9( 4,0)

2

7,37∙10-9( 4,0)

5,78 ∙10-9( 4,0)

3

6,41 10-9( 4,0)

5,62 10-9( 4,0)

4

5,55 10-9( 4,0)

5,55 10-9( 4,0)

5

4,82 10-9( 4,0)

5,62 10-9( 4,0)

6

4,18 10-9( 4,0)

5,78 10-9( 4,0)

7

3,59 10-9( 4,0)

6,02 10-9( 4,0)

8

2,92 10-9( 3,8)

6,46 10-9( 4,0)

Примечание. В скобках приведена погрешность расчёта в процентах.

^ В шестой главе изложены результаты эксперимента по определению энергетических спектров нейтронов, выполненного на реакторе нулевой мощности LR-0 (модель активной зоны энергетических реакторов ВВЭР-1000).

Реактор LR-0 создан совместно со специалистами РНЦ "КИ", Института ядерных исследований (Ржеж, Чехия) и исследовательского отдела завода энергетического машиностроения “Шкода ” (Пльзень, Чехия) с целью формирования моделей энергетических реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 и экспериментального исследования нейтронно-физических характеристик, результаты которых используют для сопоставления с расчётными данными. Гибкая техническая конструкция позволяет смоделировать сектор активной зоны с углом 600 типа ВВЭР-1000 со всеми элементами реактора в радиальном направлении от центра активной зоны до биологической защиты.

Внутренний диаметр алюминиевого корпуса реактора 3,5 м, высота 6,5. Внутри корпуса установлены макет активной зоны, выгородка, тепловая защита. Стенка корпуса и биологическая защита размещены в отдельном помещении. Схема макета реактора ВВЭР-1000 показана на рис. 16.




Рис. 16. Схема макета реактора ВВЭР-1000 и позиций измерения

Активная зона состоит из 32 ТВС реактора типа ВВЭР-1000. Каждая ТВС состоит из 312 твэлов в треугольной решётке с шагом 12,75 мм и 18 поглощающих элементов, которые выполнены из карбида бора. Активная длина твэлов 1250 см. При этом используют урановое топливо с обогащением 1,6-4,4% по 235U. Роль вытеснителя состоит в моделировании плотности воды в зазоре между корпусом и шахтой при разной температуре. При работе реактора бак наполняют водой до уровня 30 см выше активной зоны. Концентрацию борной кислоты в воде можно устанавливать в пределах 0-12 г/л. В соответствии с требованиями безопасности допустима максимальная мощность 5 кВт в течение 1 ч, температура воды 70 0С и плотность потока тепловых нейтронов в центре АЗ при этом примерно 109 см-2 с-1.

Облучение нейтронно-активационных и делящихся (трековых) детекторов проводили в следующих точках (позициях) реактора (см. рис. 15);

Расстояния R отсчитывали по радиусу от геометрического центра реактора ВВЭР-1000. Сборки с ДНА устанавливали в каналах Т-0, Т-1, Т-2 на середине высоты макета на уровне СПАЗ.

В канале Т-1 дополнительно проводили облучение ДНА с имитационной моделью контейнера с образцами-свидетелями, представляющей собой сборку из образцов Шарпи (на четырёх этажах по высоте). Наборы ДНА устанавливали на первом и четвёртом этаже образцов. Модель контейнера устанавливали в верхней части канала Т-1. Эта положение имитирует условия облучения образцов-свидетелей в канале выгородки энергетического реактора ВВЭР-1000, поз. Т-1М.

Низкая плотность потока быстрых нейтронов в каналах Т-1 и Т-2 и в поз. Т-3 не обеспечивает достаточной активации детекторов, что вызывает необходимость облучать ДНА с большой массой и проводить измерения при малых расстояниях между ДНА и детектором гамма-излучения. В этом случае введение поправок становится необходимой процедурой. Значение поправок в отдельных случаях достигало 20 %. Неопределённость измерения скорости реакций не превышает интервал (4–12) %. Данные приведены в табл. 16.

Таблица 16

Экспериментальные скорости (n,)-реакций в каналах Т-0, Т-1

(активационные детекторы без экрана и с экраном из кадмия)

Реакция

Т-0

RR, с-1

Т-1

RR, с-1

Т-0 (Cd)

RR, с-1

Т-1 (Cd)

RR, с-1

176Lu(n,)

2,00·10-12




7,51 10-14




115In(n,)

2,84·10-13

3,95 10 –14

1,78 10-13




197Au(n,)

1,62·10-13

2,11 10 –14

1,25 10-13

7,24 10-15

93Nb(n,)

1,20·10-15










139La(n,)

4,72·10-15




1,02 10-15




59Co(n,)

1,76·10-14

4,72 10-15

5,83 10-15

2,23 10-16

63Cu(n,)

2,32·10-15

6,79 10-16

4,61 10-16

2,47 10-17

23Na(n,)

2,46·10-16

7,14 10-17

2,60 10-17

1,66 10-18

239Pu(n,f)






2,78 10-14




45Sc(n,)



3,40 10-15

9,31 10-16

5,95 10-17


Для канала Т-0 получены значения следующих параметров.

-плотность потока тепловых нейтронов Фth = (4,07 0,17) 108 см-2·с-1;

-условная плотность потока нейтронов Фус = (4,59 0,12) 108 см-2·с-1;

-плотность потока в интервале энергии (0-0,5) эВ Фгр= (5,83 0,14) 108 см-2·с-1;

-температура нейтронного спектра Т = 320 К.

Для канала Т-1:

-плотность потока тепловых нейтронов Фth = (1,08 0,15) 108 см-2·с-1;

-плотность потока в интервале энергии (0-0,5) эВ Фгр = (1,68 0,12)·108 см-2·с-1.

Спектры нейтронов восстанавливали по результатам измерения скорости реакций с использованием ИВК “MIXER”. Форма восстановленных и расчётных спектров показана для поз Т-0 на рис. 17, для поз. Т-1 на рис. 18.



Рис. 17. Дифференциальные спектры нейтронов для канала Т-0

в координатах [E f(E), lgE]. ♦- эксперимент; ○, ∆ -расчёт.




Рис. 21. Дифференциальные спектры нейтронов для канала Т-1

в координатах [E f(E), lgE]. ♦- эксперимент; ○ - расчёт.

Спектры нейтронов даны в нормировке F(≥3 МэВ) = 1.

Базовые расчеты с использованием различных программ были выполнены специалистами РНЦ КИ. Для расчёта спектров нейтронов применён метод дискретных ординат в P3S8-приближении с использованием констант BUGLE-96.

Расчётные спектры получены при абсолютной нормировке на условную тепловую мощность макета LR-0 равную 1 кВт каналах для макета LR-0 [31]. Коэффициент пересчёта от макета к реальным плотностям потока нейтронов в реакторе ВВЭР-1000 составит  106.

Более детально форму спектров можно сравнить по спектральным индексам G(En) = F(En) / F(En >3МэВ) экспериментальных и расчетных спектров. В этом случае сравнивается форма нормированных на 3 МэВ спектров. Данные по спектральным индексам в каналах Т-0, Т-1 и Т-2 приведены в табл. 17.

Таблица. 17

Экспериментальные и расчетные спектральные индексы

Индекс

T - 0

T - 1

T - 2




эксп.

расч.

р / э

эксп.

расч.

р / э

эксп.

расч.

р / э

G 0.1

7,91

7,40

0,90

7,90

7,62

0,96

23,3

24,0

1,03

G 0.5

5,61

5,31

0,95

5,57

5,22

0,94

9,58

13,5

1,41

G 1.0

4,00

3,68

0,92

3,98

3,64

0,91

5,26

6,58

1,25

G 5.0

0,27

0,27

1,00

0,25

0,32

1,23

0,26

0,32

1,22


Можно сделать вывод, что по форме расчётные и измеренные спектры для каналов Т-0 и Т-1 удовлетворительно согласуются.

Абсолютные значения интегральных потоков F(>0 МэВ), F(>0,1 МэВ), F(>0,5), независимо определённых экспериментальным и расчётным методом согласуются между собой, исключая Т-2, для всех каналов в пределах 10 %.

Проведено сравнение по абсолютным значениям экспериментальных и расчётных скоростей пороговых реакций. В этом случае достигается наиболее прямое сравнение возможностей эксперимента и расчёта с точной оценкой отклонений между ними. Получено, что значения скоростей реакций согласуются в пределах 5% и только для реакций с высоким порогом регистрации различие достигает 11 %.

Имитационная модель контейнера с образцами- свидетелями располагалась в верхней части канала Т-1. Расстояние от СПАЗ до середины образцов на нижнем (первым) этаже составляет 57,5 мм. Расстояние от СПАЗ до середины образцов на верхнем (четвёртом) этаже составляет 237,5 мм. Для верификации расчётных программ необходима экспериментальная информация о градиентах потока быстрых нейтронов по высоте модели между СПАЗ и 1-м и 4-м этажами, а также градиент по толщине образцов свидетелей на этих же этажах.

Наборы ДНА для регистрации быстрых нейтронов устанавливались спереди и сзади на поверхности образцов-свидетелей. Для приведения скоростей реакций к поверхности образцов вводилась поправка на градиент потока нейтронов в радиальном направлении. В кадмиевом экране облучались трековые и индиевые детекторы. Остальные ДНА облучались без экрана. С целью получения согласованных результатов наборы ДНА на двух этажах облучались одновременно.

Результаты измерений приводились к поверхности образцов – свидетелей с помощью поправки на геометрию Ст .

Основные результаты измерений и их погрешности для двух позиций размещения наборов ДНА приведены в табл. 18 для мощности реактора 1 кВт.

Таблица 18

Результаты измерений в модели контейнера образцов




Параметры ДНА

Результаты измерений




Реакция

М, мг

N, ядер

А0, Бк

nt

Сr

RR, эксп.

(Р=1)

, %

Р/Э

1.1

115In(n,n')

238,95

773

0,99

8,39·10-18

8

0,91

238U(n,f)

1,1 ·1017

2425*

0,98

1,24·10-17

8

0,97

58Ni(n,p)

1228

24,2

0,95

3,85·10-18

7

1,00

54Fe(n,p)

5752

4,58

0,97

2,9210-18

8

0,99

1.3

115In(n,n')

238,66

532

1,02

5,9510-18

7

0,90

238U(n,f)

2,451017

3772*

1,04

9,2010-18

7

0,89

237Np(n,f)

7,6141016

6095

1,08

4,9310-17

7

0,98

236U(n,f)

1,191017

3266*

1,12

1,7010-17

7

0,99

58Ni(n,p)

1205

16,3

1,06

2,5510-18

7

1,00

54Fe(n,p)

4,106,9

1,85

1,05

1,8010-18

8

1,07




4.1

115In(n,n')

255,37

843

0,98

8,2310-18

6

0,81




238U(n,f)

2,801017

6216*

0,95

1,2210-17

4

0,89




237Np(n,f)

7,841016

9345*

0,98

6,6610-17

4

0,93




236U(n,f)

6,301016

2894*

0,2

2,3610-17

5

0,91




58Ni(n,p)

2423

104

0,99

3,2810-18

6

1,00




32S

6,021021

56,4

0,97

2,1710-18

4

0,90

4.3

115In(n,n')

238,35

532

1,02

5,7310-18

8

0,83




238U(n,f)

2,631017

3909*

1,08

9,2510-18

4

0,83




237Np(n,f)

8,351016

6640*

1,04

4,7010-17

4

0,98




58Ni(n,p)

2430

68,8

1,02

2,2210-18

5

1,00




32S

6,021021

33,1

1,04

1,3710-18

4

0,96

*- nt -число треков в детекторе осколков

В последнем столбце приведено отношение измеренных и расчётных данных. Можно отметить вполне удовлетворительное согласие между ними, если принять во внимание погрешности измерений и погрешности расчёта.

Ослабление потока быстрых нейтронов на толщине блоков образцов-свидетелей определим по отношению скоростей реакций, как эквивалента плотностей потока нейтронов. Усреднённое отношение скоростей реакций в поз.1.1/поз.1.3 равно R11/R13= 1,450,09. Для отношения поз.4.1/4.3 получим значение R41/R43= 1,460,10.

Расчеты методом сопряженного синтеза ASYNT с использованием констант BUGLE-96 и BGL-1000 дали значения 1,47 и 1,45, соответственно. Расчеты по программе MCU-REA с библиотекой констант DLC/MCUDAT-2.1 показали меньшие значения 1, 41 и 1,33. Полученные результаты представлялись в работах [35, 36].


4077099524604974.html
4077222089777431.html
4077301055635454.html
4077461947084031.html
4077538599636270.html