СПОСОБ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ПОТОКА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНОВ
METHOD OF DETERMINATION OF THE FAST NEUTRONS FLOW

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.
238
238
Известен способ определения потока (плотности потока) быстрых нейтронов, заключающийся в том, что в зону облучения помещают камеру деления КНК-2-8М с нуклидом U, измеряют скорость деления или количество деления ядер U 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).
238
238
Способ основан на измерении скорости деления нуклида U в камере КНК-2-8М и определении потока (плотности потока) нейтронов энергией выше 1,5 МэВ - пороговой энергии деления ядер U нейтронами.
238
Недостатком является отсутствие возможности определять поток быстрых нейтронов энергией выше 0,1 МэВ, так как пороговая энергия деления ядер U значительно выше наиболее вероятной энергий спектра нейтронов.
237
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 Np 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).
237
Способ основан на измерении скорости деления нуклида Np 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.
237
237
238
238
237
237
238
237
238
237
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 Np, и измеряют поток быстрых нейтронов энергией выше пороговой энергии деления ядер Np, в зону облучения дополнительно помещают детектор, нейтроночувствительный элемент в котором содержит ядра U, измеряют поток быстрых нейтронов энергией выше пороговой энергии деления ядер U, а поток быстрых нейтронов энергией ниже пороговой энергии деления ядер Np определяют линейной комбинацией потока нейтронов энергией выше пороговой энергии деления ядер Np и потока нейтронов энергией выше пороговой энергии деления ядер U. При этом аппроксимацию потока нейтронов энергией выше пороговой энергии деления ядер Np, потока нейтронов энергией выше пороговой энергии деления ядер U и потока нейтронов энергией ниже пороговой энергии деления ядер Np производят линейной функцией.
237
237
238
237
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 Np за счет установленной взаимосвязи между потоком нейтронов энергией выше пороговой энергии деления ядер Np, потоком нейтронов энергией выше пороговой энергии деления ядер U и потоком быстрых нейтронов энергией ниже пороговой энергии деления ядер Np 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.
м
пор
Фиг. 1 изображает зависимости F от Е 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.
237
238
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 Np и с нуклидом U мгновенными нейтронами спектра деления.
237
238
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 Np и с нуклидом U в реакторах и критических сборках из металлического урана.
237
238
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 Np и с нуклидом U внутри и вблизи металлической активной зоны.
237
238
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 Np и с нуклидом U в зале реакторов с металлической активной зоной (AЗ).
237
238
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 Np и с нуклидом U в растворных реакторах апериодического действия.
237
238
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 Np и с нуклидом U в реакторе БИГР.
237
238
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 Np и с нуклидом U в реакторах атомных электростанций.
237
238
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 Np и с нуклидом U в водородсодержащих замедлителях и n-γ - конверторах.
Способ осуществляют следующим образом.
237
238
1. В зону облучения помещают детекторы, нейтроночувствительный элемент в одном из которых содержит ядра Np, нейтроночувствительный элемент в другом содержит ядра U.
2. Облучают потоком нейтронов.
237
237
3. Измеряют поток нейтронов энергией выше пороговой энергии деления ядер Np по показаниям детектора с Np.
238
238
4. Измеряют поток нейтронов энергией выше пороговой энергии деления ядер U по показаниям детектора с U.
237
237
238
5. Поток быстрых нейтронов энергией ниже пороговой энергии деления ядер Np определяют линейной комбинацией потока быстрых нейтронов энергией выше пороговой энергии деления ядер Np и потока быстрых нейтронов энергией выше пороговой энергии деления ядер U.
237
238
237
6. При этом аппроксимацию потока нейтронов энергией выше пороговой энергии деления ядер Np, потока нейтронов энергией выше пороговой энергии деления ядер U и потока нейтронов энергией ниже пороговой энергии деления ядер Np производят линейной функцией.
0,1
0,55
1,5
Если представить, что потоки нейтронов F, F и F 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
пор
пор
F(E)=a⋅E+b,
пор
0,1
0,55
1,5
а
где Е - пороговая энергия спектра нейтронов, то коэффициенты  и b, определенные методом наименьших квадратов, связаны со значениями F, F и F по формулам
0,1
0,55
1,5
a=-0,612F-0,165F+0,778F;
0,1
0,55
1,5
b=0,773F+0,452F-0,225F.
м
min
max
м
min
max
min
max
min
max
а
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=(a+а)/2 и b=(b+b)/2. Здесь a, а, b, b обозначают минимальные и максимальные значения  и b на выделенном множестве спектров нейтронов соответственно.
м
Медианное значение потока нейтронов F описывается линейной функцией
м
пор
м
пор
м
F(Е)=a⋅Е+b.
м
пор
Графики зависимости F от Е для различных наборов спектров нейтронов показаны на Фиг. 1.
пор
На линейном участке нагрузочной характеристики значение потока нейтронов  энергией выше Е 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
,
.
237
238
Аппроксимированный по показаниям детекторов с нуклидами Np и U поток нейтронов  энергией выше 0,1 МэВ вычисляют по формуле
.
θ
01
Погрешность κ отклонения значения  от F определяют отношением
.
Медианное значение  вычисляют по формуле
,
θ
где  и  - минимальное и максимальное значения κ на выделенном множестве спектров нейтронов соответственно.
Поток нейтронов  энергией выше 0,1 МэВ связывают с  и  линейной комбинацией
,
где .
0,1
0,1
Значения ,  и коэффициентов А и В представлены в табл. 1-8. В тех же таблицах представлены результаты вычисления относительной погрешности Δ определения значения  по результатам измерения потоков нейтронов  и . Относительную погрешность Δ 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.