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 Fм от Епор 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 F0,1, F0,55 и F1,5 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(Eпор)=a⋅Eпор+b,

где Епор - пороговая энергия спектра нейтронов, то коэффициенты а и b, определенные методом наименьших квадратов, связаны со значениями F0,1, F0,55 и F1,5 по формулам

a=-0,612F0,1-0,165F0,55+0,778F1,5;

b=0,773F0,1+0,452F0,55-0,225F1,5.

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 ам=(aminmax)/2 и bм=(bmin+bmax)/2. Здесь amin, аmax, bmin, bmax обозначают минимальные и максимальные значения а и b на выделенном множестве спектров нейтронов соответственно.

Медианное значение потока нейтронов Fм описывается линейной функцией

Fмпор)=aм⋅Епор+bм.

Графики зависимости Fм от Епор для различных наборов спектров нейтронов показаны на Фиг. 1.

На линейном участке нагрузочной характеристики значение потока нейтронов энергией выше Епор 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 κθ отклонения значения от F01 определяют отношением

.

Медианное значение вычисляют по формуле

,

где и - минимальное и максимальное значения κθ 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 Δ0,1 определения значения по результатам измерения потоков нейтронов и . Относительную погрешность Δ0,1 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.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к устройствам определения нейтронных характеристик полей исследовательских ядерных установок (ИЯУ) в реальном масштабе времени. Устройство для определения нейтронных характеристик полей исследовательских ядерных установок содержит измерительные каналы, кремниевые транзисторы, генератор эталонного тока, согласующее устройство, генератор опорного напряжения, генератор приращения эмиттерного тока, аналоговый демультиплексор, аналоговый ключ, блок управления, компаратор пределов, блок нагрузок, интегратор, преобразователь напряжения в ток, измерительный усилитель, при этом в состав устройства введен многоразрядный аналогово-цифровой преобразователь, вход которого подключен к выходу измерительного усилителя, а выходы - к блоку управления, выполненному на основе микроконтроллера с внутренней памятью и программным обеспечением, включающим выполнение функций автоматического переключения пределов измерения, автоматического выбора канала измерения, а также вычислений абсолютных значений флюенса нейтронов на каждый момент времени и хранения результатов, блок управления соединен с универсальным интерфейсом, обеспечивающим связь с вычислительным устройством верхнего уровня.

Группа изобретений относится к области обнаружения медленных нейтронов. Конвертер медленных нейтронов содержит подложку, содержащую множество каналов, простирающихся вдоль первого направления, и изолирующие стенки между упомянутым множеством каналов; и слой бора, покрывающий по меньшей мере подвергаемую воздействию поверхность упомянутого множества каналов; причем упомянутое множество каналов представляют собой сквозные каналы, причем слой бора содержит natB, причем слой бора имеет массовую толщину в диапазоне от 0,232 до 0,694 мг/см2.

Изобретение относится к нейтронному детектору, включающему: корпус, ограничивающий внутренний объем; металлическую часть, служащую в качестве катода; центральную конструкцию, расположенную во внутреннем объеме и служащую в качестве анода; покрытие из бора на катодной части и электрический соединитель, функционально соединенный с центральной конструкцией для передачи сигнала, накапливаемого центральной конструкцией.

Изобретение относится к устройствам контроля ядерных реакторов, а именно к ионизационным камерам деления (ИКД) с электродами, на поверхности которых нанесен слой материала, делящегося при взаимодействии с нейтронами.

Группа изобретений относится к материалам, используемым в сцинтилляционной технике. Сущность группы изобретений заключается в том, что сцинтилляционный материал для регистрации ионизирующего излучения представляет собой кристаллический твердый раствор с общей эмпирической формулой Li(Y1-x Lux)F4 при х=0,01-0,8, образующийся в бинарной системе LiYF4 - LiLuF4.

Изобретение относится к ядерной физике и может быть использовано при измерении интенсивных потоков нейтронов. Радиохимический детектор плотности потока быстрых нейтронов включает ампулу с порошкообразным активным веществом, помещаемую в поток быстрых нейтронов, газовую систему, заполненную газом-носителем, и проточный счетчик, подключенный к системе регистрации и обработки информации.

Изобретение относится к борным покрытиям для детектирования нейтронов и особенно относится к нанесению борных покрытий для детектирования нейтронов с помощью электростатического напыления.

Изобретение относится к области космического приборостроения и может быть использовано для сбора данных о параметрах движения космических объектов - частиц космического мусора и микрометеороидов.

Изобретение относится к области радиационных технологий, а также к исследованиям, созданию и эксплуатации ядерных установок и ускорителей. Способ измерения профиля нейтронного пучка (пучков) в плоскости, перпендикулярной выделенному его (их) направлению, заключается в том, что пучок (пучки) быстрых нейтронов направляют на детектирующую плоскость профилометра, перпендикулярно расположенную к его (их) направлению (направлениям), поверхность которой представляет собой совокупность параллельно расположенных изолированных стрипов, сигналы с каждого из стрипов, появившиеся в результате взаимодействия нейтрона с веществом стрипа, поступают на блок регистрирующей электроники, производящей прием и анализ зарегистрированных событий с использованием программного обеспечения для определения профиля нейтронного пучка (пучков), при этом в качестве детектирующей плоскости профилометра используют двусторонний стриповый кремниевый детектор, одна сторона которого представляет набор X-стрипов, а вторая - набор Y-стрипов, перпендикулярных к Х-стрипам, при этом регистрируют заряженные частицы, образующиеся в каждом конкретном стрипе в результате протекания реакций с эмиссией протонов и альфа-частиц при захвате нейтронов на ядрах кремния 28Si(n,p)28Al, 28Si(n,α)25Mg, при этом путем снятия электрических сигналов с соответствующих X- и Y-стрипов определяют координаты X и Y точек взаимодействия нейтронов с веществом данного стрипа профилометра, при этом на основании однозначной связи номеров одновременно сработавших X- и Y-стрипов, включенных на совпадения, при этом после набора событий по каждому из X- и Y-стрипов профилометра автоматически производится временной и амплитудный анализ зарегистрированных событий.

Автоматизированная система контроля нейтронно-физических параметров исследовательской ядерной установки (ИЯУ) может быть использована для создания систем контроля, управления и измерения в составе систем управления и защиты СУЗ ИЯУ, для обеспечения безопасности работы ИЯУ в импульсном, квазиимпульсном и статическом режимах.

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.

Наверх