Способ определения потока быстрых нейтронов

Изобретение относится к области технической физики, а точнее - к области регистрации нейтронов. Способ определения потока быстрых нейтронов содержит этапы, на которых в зону облучения помещают детектор, нейтроночувствительный элемент в котором содержит ядра ²³⁷Np, и измеряют поток быстрых нейтронов энергией выше пороговой энергии деления ядер ²³⁷Np, при этом в зону облучения дополнительно помещают детектор, нейтроночувствительный элемент в котором содержит ядра ²³⁸U, измеряют поток быстрых нейтронов энергией выше пороговой энергии деления ядер ²³⁸U, а поток быстрых нейтронов пороговой энергией ниже пороговой энергии деления ядер ²³⁷Np определяют линейной комбинацией потока нейтронов энергией выше пороговой энергии деления ядер ²³⁷Np и потока быстрых нейтронов энергией выше пороговой энергии деления ядер ²³⁸U. Технический результат – повышение точности определения потока нейтронов энергией выше 0,1 МэВ. 1 з.п. ф-лы, 1 ил., 8 табл.

 

Изобретение относится к области технической физики, а точнее - к области регистрации нейтронного излучения. Наиболее эффективно изобретение может быть использовано при определении потока (плотности потока) быстрых нейтронов энергией выше 0,1 МэВ камерами деления в процессе испытания изделий, приборов и организмов на радиационную стойкость в реакторах, критических сборках и электроядерных установках.

Известен прибор для измерения потока нейтронов (см., например, Делящиеся комплекты нейтронные. Техническое описание и инструкция по использованию. Технические условия 50 ПИ 2.809.040 ТУ. 1977 г. ФГУП ВНИИФТРИ. Пос. Менделеево, Московская область).

Прибор содержит набор радиаторов, содержащих различные делящиеся под воздействием нейтронов нуклиды и регистраторы продуктов деления. В качестве регистраторов используют приложенные к прибору слюдяные пластины.

Работа прибора основана на визуальном счете треков, созданных продуктами деления в регистраторе.

Недостатком является отсутствие возможности измерения потока (плотности потока) нейтронов в процессе облучения.

Известен способ определения потока (плотности потока) быстрых нейтронов, заключающийся в том, что в зону облучения помещают камеру деления КНК-2-8М с нуклидом ²³⁸U, измеряют скорость деления или количество деления ядер ²³⁸U в камере за время облучения и определяют поток и плотность потока нейтронов энергией выше 1,5 МэВ (см. Кошелев А.С., Довбыш Л.Е., Овчинников М.А., Пикулина Г.Н., Дроздов Ю.М., Чукляев С.В., Пепёлышев Ю.Н. Высокочувствительный детектор быстрых нейтронов КНК-2-8М. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов. 2016. Вып. 4. С. 104-115).

Способ основан на измерении скорости деления нуклида ²³⁸U в камере КНК-2-8М и определении потока (плотности потока) нейтронов энергией выше 1,5 МэВ - пороговой энергии деления ядер ²³⁸U нейтронами.

Недостатком является отсутствие возможности определять поток быстрых нейтронов энергией выше 0,1 МэВ, так как пороговая энергия деления ядер ²³⁸U значительно выше наиболее вероятной энергий спектра нейтронов.

Наиболее близким к предлагаемому техническому решению является способ определения потока (плотности потока) быстрых нейтронов, заключающийся в том, что в зону облучения помещают камеру деления КНК-2-7М, измеряют скорость деления или количество деления ядер ²³⁷Np в камере за время облучения и определяют плотность потока и поток нейтронов энергией выше 0,55 МэВ (см., например, Кошелев А.С., Довбыш Л.Е., Овчинников М.А., Пикулина Г.Н., Дроздов Ю.М., Чукляев С.В. Высокочувствительный детектор быстрых нейтронов КНК-2-7М. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов. 2014. Вып. 3. С. 83-93).

Способ основан на измерении скорости деления нуклида ²³⁷Np в камере КНК-2-7М и определении потока нейтронов энергией выше 0,55 МэВ.

Недостатком является отсутствие возможности производить надежную оценку потока нейтронов энергией выше 0,1 МэВ по показаниям камеры КНК-2-7М в процессе испытания изделий, приборов и организмов на радиационную стойкость.

Сущность предлагаемого технического решения заключается в том, что в способе определения потока быстрых нейтронов, заключающемся в том, что в зону облучения помещают детектор, нейтроночувствительный элемент в котором содержит ядра ²³⁷Np, и измеряют поток быстрых нейтронов энергией выше пороговой энергии деления ядер ²³⁷Np, в зону облучения дополнительно помещают детектор, нейтроночувствительный элемент в котором содержит ядра ²³⁸U, измеряют поток быстрых нейтронов энергией выше пороговой энергии деления ядер ²³⁸U, а поток быстрых нейтронов энергией ниже пороговой энергии деления ядер ²³⁷Np определяют линейной комбинацией потока нейтронов энергией выше пороговой энергии деления ядер ²³⁷Np и потока нейтронов энергией выше пороговой энергии деления ядер ²³⁸U. При этом аппроксимацию потока нейтронов энергией выше пороговой энергии деления ядер ²³⁷Np, потока нейтронов энергией выше пороговой энергии деления ядер ²³⁸U и потока нейтронов энергией ниже пороговой энергии деления ядер ²³⁷Np производят линейной функцией.

Предложенное техническое решение удовлетворяет критерию изобретения «новизна» и «изобретательский уровень», несмотря на известность некоторых использованных в нем признаков, так как совокупность изложенных признаков, взятая в новой последовательности, позволяет определять поток быстрых нейтронов энергией ниже пороговой энергии деления ядер ²³⁷Np за счет установленной взаимосвязи между потоком нейтронов энергией выше пороговой энергии деления ядер ²³⁷Np, потоком нейтронов энергией выше пороговой энергии деления ядер ²³⁸U и потоком быстрых нейтронов энергией ниже пороговой энергии деления ядер ²³⁷Np в реакторах, критических сборках и в источниках нейтронов на базе реакторов, критических сборок и электроядерных установок.

Ниже изложен пример конкретного исполнения способа со ссылками на прилагаемые чертежи (Фиг. 1) и таблицы (Табл. 1-8.

Фиг. 1 изображает зависимости F_м от Е_пор на множестве спектров: мгновенных нейтронов деления ядер 1, в реакторах и критической сборке с активной зоной из металлического урана 2, внутри и вблизи металлической активной зоны 3, в зале реакторов с металлической активной зоной 4, в растворных реакторах апериодического действия 5, в реакторе БИГР 6, в реакторах атомных электростанций 7, в водородсодержащих замедлителях и n-γ - конверторах 8.

Табл. 1 представляет результаты вычисления коэффициентов в линейной комбинации потоков нейтронов энергией выше 0,55 МэВ и 1,5 МэВ при определении потока нейтронов энергией выше 0,1 МэВ и погрешности определения потока нейтронов энергией выше 0,1 МэВ при облучении детекторов с нуклидом ²³⁷Np и с нуклидом ²³⁸U мгновенными нейтронами спектра деления.

Табл. 2 представляет результаты вычисления коэффициентов в линейной комбинации потоков нейтронов энергией выше 0,55 МэВ и 1,5 МэВ при определении потока нейтронов энергией выше 0,1 МэВ и погрешности определения потока нейтронов энергией выше 0,1 МэВ при облучении детекторов с нуклидом ²³⁷Np и с нуклидом ²³⁸U в реакторах и критических сборках из металлического урана.

Табл. 3 представляет результаты вычисления коэффициентов в линейной комбинации потоков нейтронов энергией выше 0,55 МэВ и 1,5 МэВ при определении потока нейтронов энергией выше 0,1 МэВ и погрешности определения потока нейтронов энергией выше 0,1 МэВ при облучении детекторов с нуклидом ²³⁷Np и с нуклидом ²³⁸U внутри и вблизи металлической активной зоны.

Табл. 4 представляет результаты вычисления коэффициентов в линейной комбинации потоков нейтронов энергией выше 0,55 МэВ и 1,5 МэВ при определении потока нейтронов энергией выше 0,1 МэВ и погрешности определения потока нейтронов энергией выше 0,1 МэВ при облучении детекторов с нуклидом ²³⁷Np и с нуклидом ²³⁸U в зале реакторов с металлической активной зоной (AЗ).

Табл. 5 представляет результаты вычисления коэффициентов в линейной комбинации потоков нейтронов энергией выше 0,55 МэВ и 1,5 МэВ при определении потока нейтронов энергией выше 0,1 МэВ и погрешности определения потока нейтронов энергией выше 0,1 МэВ при облучении детекторов с нуклидом ²³⁷Np и с нуклидом ²³⁸U в растворных реакторах апериодического действия.

Табл. 6 представляет результаты вычисления коэффициентов в линейной комбинации потоков нейтронов энергией выше 0,55 МэВ и 1,5 МэВ при определении потока нейтронов энергией выше 0,1 МэВ и погрешности определения потока нейтронов энергией выше 0,1 МэВ при облучении детекторов с нуклидом ²³⁷Np и с нуклидом ²³⁸U в реакторе БИГР.

Табл. 7 представляет результаты вычисления коэффициентов в линейной комбинации потоков нейтронов энергией выше 0,55 МэВ и 1,5 МэВ при определении потока нейтронов энергией выше 0,1 МэВ и погрешности определения потока нейтронов энергией выше 0,1 МэВ при облучении детекторов с нуклидом ²³⁷Np и с нуклидом ²³⁸U в реакторах атомных электростанций.

Табл. 8 представляет результаты вычисления коэффициентов в линейной комбинации потоков нейтронов энергией выше 0,55 МэВ и 1,5 МэВ при определении потока нейтронов энергией выше 0,1 МэВ и погрешности определения потока нейтронов энергией выше 0,1 МэВ при облучении детекторов с нуклидом ²³⁷Np и с нуклидом ²³⁸U в водородсодержащих замедлителях и n-γ - конверторах.

Способ осуществляют следующим образом.

1. В зону облучения помещают детекторы, нейтроночувствительный элемент в одном из которых содержит ядра ²³⁷Np, нейтроночувствительный элемент в другом содержит ядра ²³⁸U.

2. Облучают потоком нейтронов.

3. Измеряют поток нейтронов энергией выше пороговой энергии деления ядер ²³⁷Np по показаниям детектора с ²³⁷Np.

4. Измеряют поток нейтронов энергией выше пороговой энергии деления ядер ²³⁸U по показаниям детектора с ²³⁸U.

5. Поток быстрых нейтронов энергией ниже пороговой энергии деления ядер ²³⁷Np определяют линейной комбинацией потока быстрых нейтронов энергией выше пороговой энергии деления ядер ²³⁷Np и потока быстрых нейтронов энергией выше пороговой энергии деления ядер ²³⁸U.

6. При этом аппроксимацию потока нейтронов энергией выше пороговой энергии деления ядер ²³⁷Np, потока нейтронов энергией выше пороговой энергии деления ядер ²³⁸U и потока нейтронов энергией ниже пороговой энергии деления ядер ²³⁷Np производят линейной функцией.

Если представить, что потоки нейтронов F_0,1, F_0,55 и F_1,5 энергией выше 0,1 МэВ, 0,55 МэВ и 1,5 МэВ соответственно в реакторах, критических сборках и других источниках нейтронов на базе реакторов и критических сборок описываются линейной функцией

F(E_пор)=a⋅E_пор+b,

где Е_пор - пороговая энергия спектра нейтронов, то коэффициенты а и b, определенные методом наименьших квадратов, связаны со значениями F_0,1, F_0,55 и F_1,5 по формулам

a=-0,612F_0,1-0,165F_0,55+0,778F_1,5;

b=0,773F_0,1+0,452F_0,55-0,225F_1,5.

Значения а и b, вычисленные на множестве спектров нейтронов (см., например, Севастьянов В.Д., Кошелев А.С., Маслов Г.Н. Характеристики полей нейтронов. Источники мгновенных нейтронов деления, генераторы 14 МэВ нейтронов, исследовательские и энергетические реакторы, устройства, конвентирующие нейтронное излучение. Справочник. Под ред. В.Д. Севастьянова. - Менделеево: «ВНИИФТРИ», 2007), представлены в табл. 1-8. В тех же таблицах приведены медианные значения а_м=(a_min+а_max)/2 и b_м=(b_min+b_max)/2. Здесь a_min, а_max, b_min, b_max обозначают минимальные и максимальные значения а и b на выделенном множестве спектров нейтронов соответственно.

Медианное значение потока нейтронов F_м описывается линейной функцией

F_м(Е_пор)=a_м⋅Е_пор+b_м.

Графики зависимости F_м от Е_пор для различных наборов спектров нейтронов показаны на Фиг. 1.

На линейном участке нагрузочной характеристики значение потока нейтронов энергией выше Е_пор имеет вид

.

Значение коэффициента K определяют по результатам измерения потока нейтронов энергией выше 0,55 МэВ и потока нейтронов энергией выше 1,5 МэВ методом наименьших квадратов по формуле

,

где

,

.

Аппроксимированный по показаниям детекторов с нуклидами ²³⁷Np и ²³⁸U поток нейтронов энергией выше 0,1 МэВ вычисляют по формуле

.

Погрешность κ_θ отклонения значения от F₀₁ определяют отношением

.

Медианное значение вычисляют по формуле

,

где и - минимальное и максимальное значения κ_θ на выделенном множестве спектров нейтронов соответственно.

Поток нейтронов энергией выше 0,1 МэВ связывают с и линейной комбинацией

,

где .

Значения , и коэффициентов А и В представлены в табл. 1-8. В тех же таблицах представлены результаты вычисления относительной погрешности Δ_0,1 определения значения по результатам измерения потоков нейтронов и . Относительную погрешность Δ_0,1 вычисляют для каждого спектра нейтронов по формуле

.

Максимальная погрешность определения значения составляет:

9% - для спектров мгновенных нейтронов деления ядер,

8% - для спектров нейтронов в реактора и критической сборке с активной зоной (AЗ) из металлического урана,

10% - для спектров нейтронов внутри и вблизи металлической AЗ,

9% - для спектров нейтронов в зале реакторов с металлической AЗ,

17% - для спектров нейтронов в растворных реакторах апериодического действия,

15% - для спектров нейтронов в реакторе БИГР,

20% - для спектров нейтронов в реакторах атомных электростанций,

20% - для спектров нейтронов в водородсодержащих замедлителях и n-γ - конверторах.

Максимальная погрешность определения значения может быть существенно уменьшена путем уточнения набора возможных в процессе испытаний спектров нейтронов.

1. Способ определения потока быстрых нейтронов, заключающийся в том, что в зону облучения помещают детектор, нейтроночувствительный элемент в котором содержит ядра ²³⁷Np, и измеряют поток быстрых нейтронов энергией выше пороговой энергии деления ядер ²³⁷Np, отличающийся тем, что в зону облучения дополнительно помещают детектор, нейтроночувствительный элемент в котором содержит ядра ²³⁸U, измеряют поток быстрых нейтронов энергией выше пороговой энергии деления ядер ²³⁸U, а поток быстрых нейтронов пороговой энергией ниже пороговой энергии деления ядер ²³⁷Np определяют линейной комбинацией потока нейтронов энергией выше пороговой энергии деления ядер ²³⁷Np и потока быстрых нейтронов энергией выше пороговой энергии деления ядер ²³⁸U.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что аппроксимацию потока нейтронов энергией выше пороговой энергии деления ядер ²³⁷Np, потока нейтронов энергией выше пороговой энергии деления ядер ²³⁸U и потока быстрых нейтронов пороговой энергией ниже пороговой энергии деления ядер ²³⁷Np производят линейной функцией.