Нейтронные поля исследовательских ядерных реакторов и нейтронных генераторов нашли широкое применение для решения ряда важных научно-технических задач в оборонной технике РФ, таких как: исследование противорадиационной защиты объектов военной техники (бронетанковой техники, артиллерийских и ракетных комплексов); оценки радиационной стойкости изделий электронной и оптической техники, входящей в состав тактического и стратегического оружия; градуировки нейтронной радиометрической и дозиметрической аппаратуры, используемой при испытании военной техники.
Степень радиационного воздействия нейтронного излучения на исследуемые объекты военной техники (аппаратуру, биообъекты и др.) определяется как флюенсом нейтронов, которым они были облучены, так и их энергетическим спектром. Энергия нейтронов, излучаемых ядерными реакторами, нейтронными генераторами, атомными и нейтронными боеприпасами, находится преимущественно в диапазоне энергии от 10-10–18 МэВ. Корректное решение указанных выше научно-технических задач невозможно без метрологического обеспечения нейтронных измерений на ядерных и термоядерных установках, которые используются при исследовании объектов и испытании оборонной техники.
В РФ метрологическое обеспечение на ядерно-физических установках (ЯФУ) базируется на Государственном специальном эталоне (ГСЭ) единиц плотности потока и флюенса нейтронов ГЭТ 51-80 ФГУП «ВНИИФТРИ». ГСЭ обеспечивает передачу размера единиц в диапазоне значений плотности потока от 1·103 до 1·1015 см-2с-1 и флюенса нейтронов от 1·104 до 1·1020 см-2 в соответствии с Государственной поверочной схемой ГОСТ 8.105-80. Метрологическое обеспечение нейтронных измерений на ЯФУ в РФ осуществляется преимущественно путём создания эталонных опорных и моделирующих опорных полей нейтронов. Моделирующие опорные поля нейтронов создаются на ЯФУ заинтересованных оборонных предприятий с целью оптимального решения каждой конкретной научно-технической задачи. Измерение характеристик полей нейтронов на ЯФУ проводится в особых условиях, а именно: при повышенной температуре (от 20 до 1000°С); при ограниченности доступного объёма рабочей области измерений (от 5 до 300 мм); при наличии сопутствующих излучений (β-, γ-, рентгеновского и др.); при широком диапазоне плотности потока нейтронов (от 1 до 1015 см-2с-1); при работе ЯФУ как в импульсном (длительность импульса от 10-9 до 10-3 с), так и в статическом режиме; при широком энергетическом диапазоне спектра нейтронов (от 10-10 до 18 МэВ); при существенно различающихся энергетических спектрах нейтронов.
Наиболее полно удовлетворяет перечисленным выше условиям измерений на ЯФУ нейтронно-активационный метод. Он состоит в облучении в исследуемом поле нейтронов стандартных образцов (состава и свойств) активационных и делительных детекторов нейтронов, в измерении наведённой в них активности и приведении её на конец времени их облучения нейтронами, в расчёте скоростей ядерных реакций (либо количества реакций), имеющих место в каждом из детекторов нейтронов, и расчёте характеристик полей нейтронов (энергетического спектра, плотности потока и др.). Скорость реакции активации и деления в детекторах рассчитывают из соотношений:
для активационного
Qia = Ait / {Niя[1 – exp(-λiti0] exp(-λttiВ}, (1)
для делительного
QiF = NiF / (εF Niяti0), (2)
где: Ait – активность i-го детектора на момент t времени его измерения, ti0 – эффективное время облучения i-го детектора нейтронами, Niя – число ядер нуклида-мишени в i-ом детекторе, λi– константа распада для продукта активации в i-м детекторе, tiВ– время выдержки детектора с момента конца облучения его нейтронами до момента времени измерения его активности, NiF – число треков от осколков деления в трековом регистраторе i-го делительного детектора, εF – чувствительность регистрации актов деления трековым регистратором.
Нейтронные характеристики полей ЯФУ определяют из интегрального уравнения Фредгольма с дискретным заданием параметров i, в форме системы интегральных соотношений, связывающих скорость i-й ядерной реакции (Qi) в активационном детекторе (при его облучении нейтронами), отнормированную на одно ядро нуклида-мишени в детекторах, с дифференциальной плотностью потока в поле нейтронов ЯФУ (φ(Е)) и сечением ядерной реакции σi(Е):
Qi = ∫∞0φ(E) σi(Е)dE, (3)
где Е – энергия нейтронов (МэВ).
Поскольку точного решения уравнения (3) не существует, так как ядро подынтегральной функции (сечение ядерной реакции σi(Е)) не определено во всем диапазоне энергии восстанавливаемого спектра, то при расчете спектра предварительно формируют априорный спектр нейтронов в качестве первичной модели восстанавливаемого спектра, который в дальнейшем деформируется с учётом измеренных скоростей ядерных реакций в облучённых нейтронами детекторах. Чем более физичен априорный спектр и близок к искомому, тем более корректно можно рассчитать спектр в исследуемой точке ЯФУ. Из системы уравнений (3) следует, что необходимыми условиями точного определения характеристик измеряемого поля нейтронов являются: измерение с минимальной погрешностью скоростей ядерных реакций (Qi) в детекторах (1–3 %); применение для измерений спектра нейтронов оптимального набора активационных детекторов с энергетической чувствительностью, перекрывающей весь энергетический диапазон исследуемого поля; применение достоверных сечений ядерных реакций при восстановлении спектра. Достаточным (методическим) условием решения уравнения (3) является формирование физически обоснованного априорного спектра. Известно несколько методов его формирования. Так, в качестве априорного спектра используют рассчитанный методом Монте-Карло спектр в исследуемой точке с учётом конкретной конструкции ядерного реактора. Хотя такой метод перспективен, но для его реализации необходимо достаточно точно смоделировать конструкцию деталей и узлов ядерного реактора, формирующих спектр нейтронов в исследуемой точке. К недостаткам этого метода следует отнести также то, что он трудоёмок в исполнении.
В настоящей работе спектры нейтронов в ЯФУ определяются по новой оригинальной методике, которая излагается ниже. Априорные спектры нейтронов формировали в аналитической форме в виде суперпозиции физически обоснованных хорошо изученных спектров: спектра мгновенных нейтронов деления ядер (спектра Ватта); испарительных спектров (спектров Вайскопфа); спектра замедления (спектра Ферми); Максвелловского спектра тепловых нейтронов; спектра нейтронов, рассчитанного методом Монте-Карло. Действительно, мгновенные нейтроны деления ядер генерируются в активной зоне (а. з.) реактора в результате цепной реакции деления ядер 235U. Нейтроны же испарительных спектров Вайскопфа образуются в результате неупругого взаимодействия быстрых нейтронов (по реакциям n, n'; n, 2n) с ядрами материала конструкционных элементов как самих ЯФУ, так и материала окружающих их предметов (например, стенды, на которых установлены ЯФУ, пол, стены и потолок экспериментальных залов реакторов и др.). Нейтроны спектра замедления Ферми и Максвелловского спектра тепловых нейтронов образуются в результате многократного упругого рассеяния быстрых нейтронов на ядрах элементов, входящих в состав материала отражателей а. з., а также замедляющих сред реакторов. Моноэнергетические нейтроны с энергией 2,5 и 14 МэВ, генерируемые ускоренными пучками дейтронов в дейтериевых и тритиевых мишенях мишенных блоков нейтронных генераторов, в настоящей работе представлены в форме известного распределения Гаусса с стандартным отклонением (энергетическим разрешением) σГ.
Поиск спектра F(E) в исследуемой точке поля нейтронов ЯФУ осуществляется в виде аналитического выражения:
F(E) =Аf(2αf3/2/√π)√E exp(-αfE)+∑ i=1k ABi(αBi)2Eexp(-αBiE)+AMαM2Eexp(-αM E)++AФ(1/ЕαФ)[1+(107/E)7]-1[1+(E/0,2)2]-1+∑l i=1АГ1/(σГi√2π)-1exp[–(ЕГi–αГi)2 /2σГi], (4)
где αf, αВ, αМ, αФ и αГ – константы, а Af, AВ, AМ , АФ и АГ – вклады указанных выше парциальных спектров, рассчитываемые из условия:
∫∞0 φ(E) dE = 1,
где Е (МэВ) – энергия нейтронов.
Представление спектра нейтронов по формуле (4) позволяет: существенно уменьшить систематическую погрешность восстановления спектра нейтронов на ЯФУ; сравнить спектры различных ЯФУ по вкладу отдельных парциальных спектров; по средней энергии нейтронов в спектрах и т. д. Указанное представление спектров позволяет также: более корректно оценить радиационное воздействие отдельных компонент спектра на исследуемые объекты военного назначения, оперативно решать вопросы моделирования отдельных компонент в спектрах нейтронов при создании моделирующих опорных полей, необходимых для оптимального решения важных научно-технических задач.
Изложенная выше методика расчёта спектров нейтронов стандартизирована (МИ2804-2003) и реализована в вычислительной программе КАСКАД.
В табл. 1 в качестве иллюстрации приведены обобщённые результаты восстановления ряда спектров полей нейтронов ЯФУ в РФ по программе КАСКАД, аттестованных в качестве эталонных полей нейтронов. Эти поля нейтронов ЯФУ сгруппированы в 5 групп в соответствии с конкретными решаемыми на них научно-техническими задачами. В полях нейтронов реакторов I группы проводятся эксперименты по исследованию радиационной стойкости изделий электронной и оптической техники, а также испытания отдельных составляющих ядерных устройств. Облучения проводятся в центральных каналах (ЦК) ядерных реакторов БАРС-1, БАРС-5, БИР-2, БР-1 и БР-К1 только быстрыми нейтронами (с энергией больше 10 кэВ). Диаметр ЦК, где могут размещаться исследуемые объекты, не превышает 300 мм. Средняя энергия нейтронов в полях указанных реакторов для этой группы находится в диапазоне 0,7–1,34 МэВ. В спектрах нейтронов этих полей отсутствуют как тепловые, так и надтепловые нейтроны (см. табл. 1, колонки 5, 6).
Поля нейтронов II группы находятся на расстоянии 0,7–10 м от центра а. з. по оси экспериментального зала реактора БР-1. Средняя энергия нейтронов в спектрах этих полей находится в диапазоне 0,293–1,268 МэВ (см. табл. 1, колонка 3). Указанные поля нейтронов используются для верификации Монте-Карловских программ расчёта спектров нейтронов на ядерных реакторах. Верифицированные же программы в свою очередь используются для расчёта характеристик полей нейтронов в помещениях большего размера, в которых проводятся испытания военных объектов больших габаритов (например, ракетных установок). Кроме того, указанные поля нейтронов реактора БР-1 используют для измерения энергетической зависимости чувствительности нейтронной радиометрической и дозиметрической аппаратуры.
Поля тепловых нейтронов реакторов III группы нашли широкое применение для градуировки нейтронной аппаратуры систем управления и защиты ядерных реакторов, систем определения выгорания ядерного топлива в а. з. реактора, а также для аналитических применений, например определения следовых количеств примесных элементов в особо чистых материалах.
В IV группе полей нейтронов приведены характеристики полей нейтронов за специальными замедляющими сборками, размещёнными на расстоянии ~0,6 м. от центра а. з. реактора БАРС‑1. Эти поля нейтронов моделируют по энергетическому спектру поля нейтронов на расстоянии ~500 м от а. з. быстрого импульсного реактора, которые, в свою очередь, моделируют поле нейтронов взрыва атомного боеприпаса.
В V группе полей представлены термоядерные поля нейтронов, смоделированные на нейтронном генераторе СНЕГ-13. Поля нейтронов этой группы размещены за специальными замедляющими сборками, расположенными вблизи мишенного блока нейтронного генератора. Указанные поля нейтронов моделируют энергетические спектры полей нейтронов на расстоянии 500 м от мишени нейтронного генератора, излучающей моноэнергетические нейтроны с энергией ~14 МэВ. Поле нейтронов (см. табл. 1, п. 21), в отличие от поля нейтронов (см. табл. 1, п. 20), имитирует поле нейтронов уже за защитой из стали толщиной 100 мм (например, поле нейтронов внутри танка).
Поля нейтронов IV и V групп ЯФУ используют преимущественно для градуировки высокочувствительной нейтронной аппаратуры, применяемой при испытании противорадиационной защиты бронетанковой техники.
В заключение отметим, что все приведённые в статье спектры полей нейтронов, созданные на базе ЯФУ, восстановлены с высокой степенью достоверности. Среднеквадратичные отклонения измеренных и рассчитанных скоростей ядерных реакций во всех используемых для измерений на ЯФУ активационных детекторах не превышают 2,5 % (см. табл. 1, колонка 3).
ФГУП «ВНИИФТРИ»
Россия, 141570, Московская обл.,
Солнечногорский р-н, п/о Менделеево,
Тел./факс: +7 (495) 744-81-12
E-mail: director@vniiftri.ru, onti@vniiftri.ru
