---
title: "\"РБ-018-01. Руководства по безопасности. Методика нейтронного контроля на внешней поверхности корпусов водо-водяных энергетических реакторов АЭС\""
number: "РБ-018-01"
issuer: "Федеральный надзор России по ядерной и радиационной безопасности"
status: действует
canonical: "https://bukva.ai/docs/rukovodstvo-rb-018-01"
---

## "РБ-018-01. Руководства по безопасности. Методика нейтронного контроля на внешней поверхности корпусов водо-водяных энергетических реакторов АЭС"

# "РБ-018-01. Руководства по безопасности. Методика нейтронного контроля на внешней поверхности корпусов водо-водяных энергетических реакторов АЭС"

(утв. постановлением Госатомнадзора России от 17.12.2001 N 14)

(вместе с "Порядком установки и снятия облучательного устройства, способами и схемами размещения детекторов за корпусами ВВЭР", "Типовой методикой определения отклика детекторов и оценки характеристик нейтронного поля")

> [!IMPORTANT]
> Начало действия документа - [01.03.2002](#p100005).


<a id="p100001"></a>Утверждена
постановлением Госатомнадзора России
от 17 декабря 2001 г. N 14

<a id="p100002"></a>**РУКОВОДСТВА ПО БЕЗОПАСНОСТИ**

<a id="p100003"></a>**МЕТОДИКА**
**НЕЙТРОННОГО КОНТРОЛЯ НА ВНЕШНЕЙ ПОВЕРХНОСТИ КОРПУСОВ**
**ВОДО-ВОДЯНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ РЕАКТОРОВ АЭС**

<a id="p100004"></a>РБ-018-01

<a id="p100005"></a>**ВВЕДЕНА В ДЕЙСТВИЕ**
с 1 марта 2002 г.

<a id="p100006"></a>Руководство по безопасности "Методика нейтронного контроля на внешней поверхности корпусов водо-водяных энергетических реакторов АЭС" предназначено для экспериментальной проверки расчетных методов, используемых для определения прогнозных данных о флюенсе быстрых нейтронов в критических точках корпусов водо-водяных энергетических реакторов, и может быть использовано для обоснования радиационной нагрузки корпуса реактора ВВЭР в целях проверки обоснованности заявленного срока службы.
<a id="p100007"></a>Настоящее руководство разработано с целью реализации требований Норм расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок (ПНАЭ Г-7-002-86), Правил устройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок (ПНАЭ Г-7-008-89).
<a id="p100008"></a>Документ выпускается впервые.
<a id="p100009"></a>Документ разработан специалистами НТЦ ЯРБ Госатомнадзора России Бородкиным Г.И., Хренниковым Н.Н., Столбуновым А.Ю., Фединой Л.Е. при участии специалиста ЦМИИ ГНМЦ "ВНИИФТРИ" Григорьева Е.И. и профессора МИФИ Трошина В.С.

<a id="p100010"></a>**СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ И ОСНОВНЫХ ОБОЗНАЧЕНИЙ**

<a id="p100011"></a>АЭС - атомная электрическая станция
<a id="p100012"></a>ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор
<a id="p100013"></a>МВИ - методика выполнения измерений
<a id="p100014"></a>ППН - плотность потока нейтронов, нейтр./(см2·с)
<a id="p100015"></a>ППП - пик полного поглощения
<a id="p100016"></a>ТВС - тепловыделяющая сборка
<a id="p100017"></a>Ф - скорость накопления флюенса нейтронов, нейтр./(см2·с)
<a id="p100018"></a> $A_{EOI}^{i}$ - активность в i-м нейтронно-активационном детекторе, приведенная на конец облучения и на одно ядро, Бк/ядро
<a id="p100019"></a>E - энергия нейтронов, МэВ
<a id="p100020"></a>F - интегральный по энергии флюенс нейтронов, нейтр./см2
<a id="p100021"></a>P - уровень доверительной вероятности.

<a id="p100022"></a>**ТЕРМИНЫ И ОПРЕДЕЛЕНИЯ <*>**

<a id="p100023"></a>

---

<a id="p100024"></a><*> В разделе не приведены термины и определения, имеющие общетехническое значение и определенные в ГОСТах или в других нормативных документах.

<a id="p100025"></a>Детектор-монитор - нейтронно-активационный детектор, облучаемый совместно с другими детекторами или наборами детекторов, результаты измерений которого используются для приведения результатов измерений разных детекторов к одинаковым условиям облучения по пространственной переменной (например, для учета пространственной градиента поля быстрых нейтронов).
<a id="p100026"></a>Детекторы флюенса нейтронов - нейтронно-активационные детекторы, которые облучаются длительное время (например, в течение кампании работы реактора) и период полураспада продукта реакции которых сравним со временем облучения.
<a id="p100027"></a>История мощности реактора - фиксируемое во времени изменение полной тепловой мощности реактора относительно номинального значения.
<a id="p100028"></a>Нейтронный контроль - определение отклика детекторов флюенса нейтронов на основе измерений их активности и последующая расчетно-экспериментальная оценка интегральных по времени характеристик поля нейтронов (флюенса, скорости накопления флюенса).
<a id="p100029"></a>Отклик детектора - функционально зависимая от характеристик поля нейтронов характеристика облученного детектора (например, число реакций за время облучения или средняя за время облучения скорость реакции под действием нейтронов).
<a id="p100030"></a>Скорость накопления флюенса быстрых нейтронов Ф - средняя за время накопления флюенса быстрых нейтронов (например, время кампании или облучения) ППН, приведенная к номинальному уровню тепловой мощности реактора.

<a id="p100031"></a>**1. ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ**

<a id="p100032"></a>1.1. Настоящее руководство по безопасности "Методика нейтронного контроля на внешней поверхности корпусов водо-водяных энергетических реакторов АЭС" (далее - РБ) разработано с целью реализации требований Норм расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок (ПНАЭ Г-7-002-86), Правил устройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок (ПНАЭ Г-7-008-89).
<a id="p100033"></a>1.2. РБ содержит методику нейтронного контроля, предназначенную для экспериментальной проверки расчетных методов, используемых для определения прогнозных данных о флюенсе быстрых нейтронов в критических точках корпусов реакторов типа ВВЭР.
<a id="p100034"></a>1.3. РБ определяет порядок и методические условия проведения измерений активности и отклика детекторов флюенса нейтронов, а также методические условия для расчетно-экспериментальной оценки флюенса, скорости накопления флюенса и спектральных характеристик поля нейтронов с использованием нейтронно-активационных детекторов, устанавливаемых на внешней поверхности корпусов ВВЭР действующих АЭС. Контролируемый энергетический диапазон нейтронов определяется его значимостью с точки зрения радиационного повреждения стали корпуса реактора и сравнения с расчетными результатами.
<a id="p100035"></a>1.4. РБ применимо к действующим реакторам АЭС типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.
<a id="p100036"></a>1.5. РБ может быть использовано для обоснования радиационной нагрузки корпуса реактора ВВЭР в целях проверки обоснованности заявленного срока службы.

2. <a id="p100037"></a>ОСНОВНЫЕ ПРИНЦИПЫ ОРГАНИЗАЦИИ ОБЛУЧЕНИЯ ДЕТЕКТОРОВ ФЛЮЕНСА НЕЙТРОНОВ НА ВНЕШНЕЙ ПОВЕРХНОСТИ КОРПУСОВ ВВЭР


#### <a id="p100038"></a>2.1 Принципы размещения детекторов у корпуса реактора и их облучения

<a id="p100039"></a>Для размещения детекторов на внешней поверхности корпуса используется специальное облучательное устройство. Его устанавливают в свободном от штатного измерительного оборудования пространстве воздушного зазора. Размеры зазора позволяют разместить устройство с детекторами так, чтобы исключалось их влияние на работу оборудования и систем реактора во время эксплуатации. Поскольку РБ рекомендует проведение разовых измерений (за время одной кампании работы реактора), облучательное устройство не создает помех при проведении регламентных профилактических работ в зазоре, так как должна предусматриваться легкая установка и снятие его во время открытия доступа к зазору.
<a id="p100040"></a>Рекомендуемые способы, [порядок](#p100132) установки и снятия устройства, размещения детекторов на устройстве описаны в приложении 1 (рекомендуемом). Пространственный диапазон размещения детекторов определяется конкретной задачей на конкретном реакторе.

3. <a id="p100041"></a>МЕТОД НЕЙТРОННОГО КОНТРОЛЯ И ОСНОВНЫЕ ОБЪЕКТЫ МЕТРОЛОГИЧЕСКОГО ОБЕСПЕЧЕНИЯ НЕЙТРОННО-АКТИВАЦИОННЫХ ИЗМЕРЕНИЙ НА КОРПУСАХ ВВЭР

<a id="p100042"></a>3.1. Экспериментальный метод, заложенный в основу нейтронного контроля, - метод нейтронно-активационных измерений. Согласно этому методу, нейтронно-активационные детекторы (или детекторы флюенса нейтронов) облучаются в поле нейтронов. В детекторах происходит реакция активации или деления под действием нейтронов.
<a id="p100043"></a>После окончания облучения измеряют наведенную активность в детекторе. По результатам измерений определяют отклик детектора - число реакций за время облучения или средняя за время облучения скорость реакции. Значения отклика детекторов являются первичной величиной для сравнения с расчетными данными.
<a id="p100044"></a>Значения числа реакций или скоростей реакций могут использоваться для расчетно-экспериментальной оценки характеристик поля нейтронов - флюенса и скорости накопления флюенса нейтронов. Методом такой оценки применительно к нейтронному контролю за корпусом ВВЭР может быть метод эффективных пороговых сечений, метод восстановления спектра нейтронов или метод сравнения с расчетными скоростями реакций.
<a id="p100045"></a>3.2. Особенности нейтронного контроля за корпусами ВВЭР, которые должны учитываться при выборе детекторов и обработке результатов измерений:
- <a id="p100046"></a>облучение детекторов длится, как правило, в течение всей кампании работы реактора (около 300 сут.);
- <a id="p100047"></a>активность детекторов измеряют через некоторое время после окончания облучения (примерно через неделю или более);
- <a id="p100048"></a>температура среды во время облучения до 300 °C;
- <a id="p100049"></a>значительный гамма-фон во время облучения;
- <a id="p100050"></a>история мощности реактора может иметь сложный непрогнозируемый вид, зависимый от эксплуатационного режима;
- <a id="p100051"></a>с использованием реакторных данных существует возможность расчета многогрупповых спектров нейтронов и гамма-квантов в любой точке корпуса и околокорпусного пространства.
<a id="p100052"></a>3.3. Применяемые в данном методе нейтронного контроля средства измерений и методики должны быть метрологически обеспечены. В соответствии с особенностями метода нейтронно-активационных измерений выделены три вида объектов метрологического обеспечения:
- <a id="p100053"></a>регламентированный набор нейтронно-активационных детекторов и облучательное устройство;
- <a id="p100054"></a>специализированная радиометрическая установка на основе гамма-спектрометра с методикой выполнения измерений активности облученных детекторов;
- <a id="p100055"></a>типовая методика определения отклика детекторов и контролируемых характеристик нейтронного поля по измеренной активности детекторов.
<a id="p100056"></a>В [разделах 4](#p100057), [5](#p100071) и [6](#p100116) рассматриваются требования к указанным объектам.

<a id="p100057"></a>**4. ТРЕБОВАНИЯ К НЕЙТРОННО-АКТИВАЦИОННЫМ СРЕДСТВАМ ИЗМЕРЕНИЙ**


#### <a id="p100058"></a>4.1 Нейтронно-активационные средства измерений, применяемые при нейтронном контроле за корпусами ВВЭР, включают:

- <a id="p100059"></a>регламентированный набор нейтронно-активационных детекторов с измерительной оснасткой;
- <a id="p100060"></a>облучательное устройство.
<a id="p100061"></a>4.2. Допускается использование стандартизованных нейтронно-активационных детекторов. Детекторы могут представлять собой диски с предпочтительным диаметром 3 или 10 мм.
<a id="p100062"></a>Аттестованные характеристики детекторов - число ядер нуклида-мишени, масса (или массовая толщина) детектора; массовая толщина по нуклиду-мишени для детекторов по реакции (n, $\gamma$ ). Детекторы должны быть проверены на отсутствие мешающих примесей. Погрешность числа ядер должна составлять 1 - 4% (уровень доверительной вероятности P принят равным 0,95).
<a id="p100063"></a>Допускается применение нестандартизованных детекторов после аттестации их в установленном порядке.
<a id="p100064"></a>4.3. Типы детекторов в наборе подбираются согласно требованиям конкретной задачи из реакций активации, перечень которых дан в [приложении 2](#p100152) (рекомендуемом).
<a id="p100065"></a>Допускается расширение перечня по мере освоения новых реакций, чувствительных к контролируемому диапазону энергии нейтронов от 0,1 до 10 МэВ. Рекомендуется в набор детекторов включать реакции, чувствительные к тепловым нейтронам.
<a id="p100066"></a>Характеристики, представленные в [табл. П2-1](#p100154) $\div$ [П2-3](#p100258), рекомендуется использовать при планировании экспериментов.
<a id="p100067"></a>4.4. Измерительная оснастка в сборке представляет собой различные капсулы-держатели и кадмиевые экраны, предназначенные для размещения набора детекторов в облучательном устройстве.
<a id="p100068"></a>Состав сборки, геометрия заполнения, маркировка и другие сведения документируются в протоколе облучения.
<a id="p100069"></a>4.5. Облучательное устройство предназначено для фиксации сборок при облучении. Рекомендации по облучательному устройству приведены в [приложении 1](#p100132).
<a id="p100070"></a>4.6. Необходимая информация о подготовке и проведении облучения детекторов должна быть представлена в протоколе облучения. Она должна включать: сведения о формировании сборок детекторов согласно [пункту 4.4](#p100067); геометрию размещения сборок в облучательном устройстве; геометрию размещения устройства на корпусе реактора; данные о времени облучения и истории мощности реактора за время облучения, значения аттестованных характеристик детекторов, необходимых для последующей обработки результатов (могут быть даны ссылки на литературные источники, содержащие эти данные).

<a id="p100071"></a>**5. ТРЕБОВАНИЯ К СРЕДСТВАМ И МЕТОДИКЕ ИЗМЕРЕНИЯ АКТИВНОСТИ ДЕТЕКТОРОВ**

<a id="p100072"></a>5.1. Нейтронно-активационные детекторы (или детекторы флюенса нейтронов) после облучения представляют собой источники фотонного излучения. Характеристики схем распада радионуклидов - продуктов реакций активации и деления приведены в [приложении 2](#p100152).
<a id="p100073"></a>5.2. Активность облученных детекторов следует измерять на специализированной радиометрической установке (далее - установка) на основе гамма-спектрометра, аттестованной в установленном порядке.
<a id="p100074"></a>Установка должна включать следующие обязательные элементы:
- <a id="p100075"></a>гамма-спектрометр;
- <a id="p100076"></a>контрольный источник;
- <a id="p100077"></a>МВИ.
<a id="p100078"></a>Дополнительно установка может комплектоваться специализированными эталонными мерами активности для реализации метода замещения, если это предусмотрено МВИ. Все элементы установки должны иметь эксплуатационную документацию и действующие свидетельства на комплектующие источники, представляемые вместе с установкой при ее аттестации.
<a id="p100079"></a>5.3. Гамма-спектрометр может включать один или несколько измерительных трактов, собранных на основе спектрометрических сцинтилляционных или полупроводниковых детекторов, удовлетворяющих потребностям измерений активности источников согласно [пункту 5.1](#p100072).
<a id="p100080"></a>Типичная погрешность измерений внешнего гамма-излучения от облученных детекторов должна составлять 3 - 5% (уровень доверительной вероятности P принят равным 0,95).
<a id="p100081"></a>5.4. Контрольный источник гамма-излучения предназначен для проверки сохранности аттестованных характеристик установки. Активность источника должна быть оптимальна по загрузочным характеристикам измерительного тракта. Энергия, используемая для контроля гамма-линий, должна соответствовать середине рабочего энергетического диапазона, а конструкция источника должна быть рассчитана на длительное интенсивное использование. Контрольный источник должен быть аттестован в установленном порядке.
<a id="p100082"></a>5.5. Методика выполнения измерений активности облученных детекторов может реализовывать следующие три способа.
<a id="p100083"></a>5.5.1. Первый способ основан на применении гамма-спектрометра, отградуированного по эффективности регистрации фотонов в рабочем диапазоне энергии, характерном для излучения продуктов реакций активации рекомендованной номенклатуры. Эффективность регистрации задана для условий точечного источника, размещенного на фиксированном расстоянии от кристалла детектора, в виде зависимости от энергии фотонов $\epsilon$ (E). В этом случае экспериментально определяемая величина - скорость счета импульсов в ППП энергии измеряемых фотонов Sj - связана с активностью соотношением:

<a id="p100084"></a> $A = \frac{S_{j}}{\epsilon(E_{j})\eta_{j}} \prod_{p} C_{p},(1)$ 

<a id="p100085"></a>где $\epsilon$ (Ej) - значение эффективности для энергии Ej, взятое из зависимости $\epsilon$ (E);
<a id="p100086"></a> $\eta_{j}$ - абсолютная интенсивность фотонов с энергией Ej для измеряемого радионуклида;
<a id="p100087"></a>Cp - поправки на неидентичность детектора и точечного источника.
<a id="p100088"></a>5.5.2. Второй способ основан на использовании дискретной чувствительности $\epsilon_{i,j}$ , измеряемой в (имп/с)/Бк. Дискретная чувствительность задана для энергии фотонов Ej от радионуклида типа "i" и связывает измеряемую активность Ai со скоростью счета Sij в ППП от фотонов с энергией Ej:

<a id="p100089"></a> $A_{i} = \frac{S_{ij}}{\epsilon_{ij}} \prod_{p} C_{p}.(2)$ 

<a id="p100090"></a>При использовании этого способа автоматически исключается погрешность за счет аппроксимации $\epsilon$ (E) и погрешность $\eta_{j}$ , присутствующие в первом способе, а также поправка на каскадное суммирование.
<a id="p100091"></a>5.5.3. Третий способ связан с применением специализированных эталонных мер активности гамма-источников, имитирующих облученные детекторы по типу радионуклида и его конструкции. Измерения выполняют путем сравнения детектора и меры на компараторе - гамма-спектрометре, а в качестве параметра сравнения используют соответствующие скорости счета импульсов Sj в ППП:

<a id="p100092"></a> $A = \frac{S_{j}}{S_{je}} A_{e} \prod_{p} C_{p},(3)$ 

<a id="p100093"></a>где Ae - активность эталонной меры на момент измерения.
<a id="p100094"></a>5.6. При разработке методики и метрологическом исследовании установки необходимо определить все возможные факторы отличия измеряемого образца от условий градуировки и указать способы определения соответствующих поправок Cp или их конкретные значения. Основными факторами, требующими учета в поправках Cp, являются:
- <a id="p100095"></a>отличие диаметра и толщины измеряемого детектора от градуировочного источника (или эталонной меры и детектора);
- <a id="p100096"></a>каскадное суммирование фотонов;
- <a id="p100097"></a>возможные эффекты от примесных излучений (например, инициированное характеристическое излучение в детекторе из ниобия).
<a id="p100098"></a>5.7. Методика выполнения измерений активности нейтронно-активационных детекторов на конкретной установке должна соответствовать ГОСТ Р8.563-96 "ГСИ. Методики выполнения измерений" и содержать:
- <a id="p100099"></a>назначение и область применения;
- <a id="p100100"></a>принцип (способ) измерения;
- <a id="p100101"></a>описание счетных образцов (нейтронно-активационных детекторов);
- <a id="p100102"></a>краткое описание установки;
- <a id="p100103"></a>описание системы регламентированных характеристик установки для реализации методики;
- <a id="p100104"></a>правила подготовки и выполнения измерений, включая контрольные измерения;
- <a id="p100105"></a>способ и алгоритм обработки спектрограммы;
- <a id="p100106"></a>перечень поправок и способы их определения;
- <a id="p100107"></a>соотношения для определения суммарной погрешности активности для уровня доверительной вероятности 0,95;
- <a id="p100108"></a>требования к оформлению результата;
- <a id="p100109"></a>требования к квалификации работников.
<a id="p100110"></a>Допускаются ссылки на стандартизованные методики или прошедшие метрологическую экспертизу частные методики и правила, а также допускается возможность изложения отдельных положений методики в виде приложений.
<a id="p100111"></a>Метрологическая экспертиза и аттестация МВИ проводятся в установленном порядке.
<a id="p100112"></a>5.8. Детальные результаты измерения активности детекторов регистрируются в рабочих протоколах. Для последующей обработки результатов должен быть оформлен Сводный протокол измерения активности детекторов, в котором указаны маркировка детектора, измеренная активность A, ее погрешность и значение активности детектора, приведенное на конец его облучения A0:

<a id="p100113"></a> $A_{0} = Ae^{\lambda t_{\text{в}}},(4)$ 

<a id="p100114"></a>где tв, - время выдержки от конца облучения до начала измерения активности;
<a id="p100115"></a> $\lambda$ - постоянная распада продукта реакции активации.

6. <a id="p100116"></a>ТРЕБОВАНИЯ К ТИПОВОЙ МЕТОДИКЕ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ОТКЛИКА ДЕТЕКТОРОВ И ОЦЕНКИ ХАРАКТЕРИСТИК НЕЙТРОННОГО ПОЛЯ

<a id="p100117"></a>6.1. Типовая методика определения отклика детекторов и оценки характеристик нейтронного поля регламентирует способ определения отклика детекторов и контролируемых нейтронных величин по результатам нейтронно-активационных измерений вблизи корпуса реактора ВВЭР набором детекторов флюенса.
<a id="p100118"></a>6.2. Методика предполагает наличие информации об истории мощности реактора и оценки изменения за время облучения локальной ППН в месте облучения детектора относительно полной тепловой мощности (истории локальной мощности), а также данных об изменении температуры теплоносителя на входе в реактор за время облучения.
<a id="p100119"></a>6.3. Методика предполагает наличие расчетной или полученной другими способами (например, экспериментами на макетах) информации о спектре нейтронов и гамма-квантов в месте облучения детектора (например, в многогрупповом приближении).
<a id="p100120"></a>6.4. Исходной экспериментальной информацией для последующей обработки и вычислений по данной методике является активность в нейтронно-активационном детекторе, приведенная на конец облучения A0, сведения о которой занесены в Сводный протокол согласно [пункту 5.8](#p100112).
<a id="p100121"></a>6.5. Типовая [методика](#p100285) определения отклика детекторов и оценки характеристик нейтронного поля приведена в приложении 3 (рекомендуемом).
<a id="p100122"></a>6.6. Результатом реализации методики должен быть Сводный протокол, куда заносятся результаты определения отклика детекторов и оценки характеристик нейтронного поля. Обязательной величиной, приведенной в Сводном протоколе, должна быть активность детекторов $A_{EOI}^{i}$ , приведенная на конец облучения и на одно ядро нуклида-мишени, с оцененной погрешностью для P, равной 0,95.

7. <a id="p100123"></a>РЕКОМЕНДАЦИИ ПО ИСПОЛЬЗОВАНИЮ РЕЗУЛЬТАТОВ ИЗМЕРЕНИЙ ДЛЯ ПРОВЕРКИ ОБОСНОВАНИЙ ФЛЮЕНСА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНОВ В КРИТИЧЕСКИХ ТОЧКАХ КОРПУСА ВВЭР

<a id="p100124"></a>7.1. Флюенс быстрых нейтронов в критических точках корпуса ВВЭР может быть получен из расчетов переноса нейтронов. Экспериментальные данные, полученные в точках на внешней поверхности корпуса, могут быть использованы для сравнения с расчетными данными, полученными для этих же точек.
<a id="p100125"></a>7.2. Для проверки обоснований расчетного флюенса в критических точках корпуса рекомендуется использовать экспериментальные данные, полученные на внешней поверхности корпуса, по возможности вблизи критических точек (например, для ВВЭР-440 - напротив азимутального максимума флюенса быстрых нейтронов на уровне сварного шва N 4; для ВВЭР-1000 - напротив высотного и азимутального максимумов флюенса быстрых нейтронов).
<a id="p100126"></a>7.3. В качестве экспериментального результата рекомендуется использовать активности $A_{EOI}^{i}$ , приведенные на конец облучения и на одно ядро. Следует проводить сравнение как абсолютных значений, так и относительных пространственных распределений активностей детекторов-мониторов.
<a id="p100127"></a>7.4. При анализе обоснований флюенса или скорости накопления флюенса быстрых нейтронов, соответствующих эффективной пороговой энергии конкретного детектора Eэфф.i, рекомендуется использовать отношение:

<a id="p100128"></a> $C_{\text{Р }/\text{Э}}^{i} = (\frac{A_{EOI}^{\text{расч}}}{A_{EOI}^{\text{эксп}}})_{i},(5)$ 

<a id="p100129"></a>характеризующее степень отклонения расчета от эксперимента.





<a id="p100130"></a>Приложение 1

<a id="p100131"></a>(рекомендуемое)

<a id="p100132"></a>**ПОРЯДОК**
**УСТАНОВКИ И СНЯТИЯ ОБЛУЧАТЕЛЬНОГО УСТРОЙСТВА, СПОСОБЫ**
**И СХЕМЫ РАЗМЕЩЕНИЯ ДЕТЕКТОРОВ ЗА КОРПУСАМИ ВВЭР**

<a id="p100133"></a>П1.1. Расположение детекторов относительно реактора
<a id="p100134"></a>Наборы детекторов флюенса нейтронов упаковывают в капсулы или контейнеры, которые прикрепляют к облучательному устройству. Это устройство, например, может содержать две необходимые компоненты - азимутальную и вертикальную штанги. Установку и снятие устройства проводят на остановленном реакторе, обычно во время планово-предупредительного ремонта, связанного с перегрузкой топлива. Облучение детекторов, как правило, длится в течение кампании работы реактора. Экспериментальное устройство может быть изготовлено в виде рамы или креста. Азимутальная штанга может представлять жесткую дугу окружности с рекомендуемым обхватом угла в 60°. Вертикальная штанга должна позволять размещать детекторы по всей высоте активной зоны. Количество вертикальных и азимутальных штанг в устройстве устанавливают, исходя из потребностей в решении конкретной задачи на конкретном реакторе. Капсулы и облучательное устройство рекомендуется изготавливать из алюминия или его сплавов (дюралюминия).
<a id="p100135"></a>Количество наборов детекторов и детекторов-мониторов, а также их расположение относительно реактора выбирают исходя из решения конкретной задачи. Наборы детекторов рекомендуется устанавливать напротив критической точки корпуса и, в частности, в каждом предполагаемом, исходя из расчета, азимутальном максимуме и минимуме, высотном максимуме и на уровне сварного шва. Детекторы-мониторы рекомендуется устанавливать не реже чем через 3° по азимуту и не реже чем через 30 см по высоте.
<a id="p100136"></a>Каждый набор детекторов флюенса нейтронов рекомендуется заключать в кадмиевый экран толщиной 0,5 мм. Для оценки кадмиевого отношения для детекторов тепловых нейтронов рекомендуется выбрать поле нейтронов с предполагаемым малым градиентом флюенса (например, поле по высоте вблизи центра активной зоны). Как минимум, один набор таких детекторов рекомендуется не помещать в кадмиевый экран, а располагать на расстоянии 10 см от набора, покрытого кадмием.
<a id="p100137"></a>Каждый набор должен содержать детектор-монитор. Для определения эффекта возмущения нейтронного поля материалом контейнера или окружения детектора детекторы-мониторы можно размещать как внутри контейнера, так и снаружи, а при необходимости также в любых важных точках окружения детектора.

<a id="p100138"></a>П1.2. Способы и порядок установки и снятия облучательного устройства у корпуса ВВЭР
<a id="p100139"></a>Рекомендуются два технологических способа установки облучательного устройства у корпуса ВВЭР.
<a id="p100140"></a>Первый способ условно назван способом верхней установки. В зоне входных патрубков теплоносителя к околокорпусным конструкциям, прилегающим к корпусу, крепят гибкий металлический тросик. Он должен выдерживать груз массой примерно 20 кг в течение длительного (около года) времени. Тросик опускают вниз до днища корпуса. Верхний конец устройства прикрепляют к этому тросику в радиационно безопасной зоне, находящейся в районе днища корпуса. Облучательное устройство подтягивают вверх и подвешивают на заранее определенной высоте. Нижний конец устройства крепят к полу подреакторного пространства (ВВЭР-1000) или к специальным конструкциям в зоне днища корпуса (ВВЭР-440). Прилегание к корпусу обеспечивают специальными распорками. Провисание конструкции от теплового расширения устраняют путем натяжения пружины. Снимают устройство в порядке, обратном установке.
<a id="p100141"></a>Второй способ условно назван способом нижней установки. Облучательное устройство устанавливают на опорную станину в зоне днища корпуса и поднимают вверх на определенную высоту, например, телескопическим способом.
<a id="p100142"></a>Выбор способа определяют практическими условиями в конкретный момент времени на конкретном реакторе.
<a id="p100143"></a>Преимущество первого способа - надежность сохранения вертикальности установки, гарантия прилегания к корпусу и возможность размещения детекторов по всей высоте от днища корпуса до зоны патрубков, включая всю высоту активной зоны и зону опорных конструкций. Кроме того, дозозатраты в первом способе установки значительно ниже, чем во втором. Преимущество второго способа - возможность установки детекторов в любом азимутальном секторе реактора.
<a id="p100144"></a>Снимать устройство рекомендуется после недельной выдержки после останова реактора.

<a id="p100145"></a>П1.3. Рекомендации по координатам размещения устройства у корпусов ВВЭР
<a id="p100146"></a>Рекомендуемые азимутальные координаты размещения устройства с детекторами флюенса нейтронов у внешней поверхности корпусов ВВЭР для первого способа установки приведены на [рис. 1](#p100147) - [3](#p100149). Второй способ установки не имеет ограничений по азимутальному размещению детекторов.

<a id="p100147"></a>Рис. 1. Схема размещения облучательного
устройства у корпуса ВВЭР-440 со стандартной загрузкой:
1 - корпус; 2 - ТВС; 3 - азимутальная штанга;
4 - вертикальная штанга (не приводится)

<a id="p100148"></a>Рис. 2. Схема размещения облучательного
устройства у корпуса ВВЭР-440 с кассетами-экранами:
1 - корпус; 2 - ТВС; 3 - азимутальная штанга;
4 - вертикальная штанга (не приводится)

<a id="p100149"></a>Рис. 3. Схема размещения
облучательного устройства у корпуса ВВЭР-1000:
1 - корпус; 2 - ТВС; 3 - азимутальная штанга;
4 - вертикальная штанга (не приводится)





<a id="p100150"></a>Приложение 2

<a id="p100151"></a>(рекомендуемое)

<a id="p100152"></a>**ХАРАКТЕРИСТИКИ ДЕТЕКТОРОВ ФЛЮЕНСА НЕЙТРОНОВ**

<a id="p100153"></a>Таблица П2-1

<a id="p100154"></a>Рекомендуемый для нейтронного контроля
за корпусами ВВЭР набор детекторов флюенса нейтронов
и их оценочные характеристики


<table>
<colgroup><col width="26%"><col width="19%"><col width="17%"><col width="17%"><col width="21%"></colgroup>
<tr><td rowspan="2"><a id="p100155"></a>Детектор, реакция</td><td rowspan="2"><a id="p100156"></a>Период полураспада, сут. [1]</td><td rowspan="2"><a id="p100157"></a>Эффективная энергия &lt;*&gt;, МэВ</td><td colspan="2"><a id="p100158"></a>Эффективное сечение &lt;**&gt;, мб</td></tr>
<tr><td><a id="p100159"></a>ВВЭР-440</td><td><a id="p100160"></a>ВВЭР-1000</td></tr>
<tr><td><a id="p100161"></a>237Np(n,f)137Cs</td><td><a id="p100162"></a>11020</td><td><a id="p100163"></a>0,5</td><td><a id="p100164"></a>1407</td><td><a id="p100165"></a>1398</td></tr>
<tr><td><a id="p100166"></a>93Nb(n,n')93mNb</td><td><a id="p100167"></a>5890</td><td><a id="p100168"></a>1,0</td><td><a id="p100169"></a>214</td><td><a id="p100170"></a>225</td></tr>
<tr><td><a id="p100171"></a>238U(n,f)137Cs</td><td><a id="p100172"></a>11020</td><td><a id="p100173"></a>1,7</td><td><a id="p100174"></a>715</td><td><a id="p100175"></a>736</td></tr>
<tr><td><a id="p100176"></a>58Ni(n,p)58Co</td><td><a id="p100177"></a>70,86</td><td><a id="p100178"></a>2,5</td><td><a id="p100179"></a>413</td><td><a id="p100180"></a>429</td></tr>
<tr><td><a id="p100181"></a>54Fe(n,p)54Mn</td><td><a id="p100182"></a>312,3</td><td><a id="p100183"></a>3,0</td><td><a id="p100184"></a>439</td><td><a id="p100185"></a>440</td></tr>
<tr><td><a id="p100186"></a>46Ti(n,p)46Sc</td><td><a id="p100187"></a>83,79</td><td><a id="p100188"></a>5,0</td><td><a id="p100189"></a>175</td><td><a id="p100190"></a>175</td></tr>
<tr><td><a id="p100191"></a>63Cu(n, $\alpha$ )60Co</td><td><a id="p100192"></a>1925,5</td><td><a id="p100193"></a>6,1</td><td><a id="p100194"></a>20,4</td><td><a id="p100195"></a>20,6</td></tr>
<tr><td><a id="p100196"></a>59Co(n, $\gamma$ )60Co &lt;***&gt;</td><td><a id="p100197"></a>1925,5</td><td><a id="p100198"></a>-</td><td><a id="p100199"></a>-</td><td><a id="p100200"></a>-</td></tr>
<tr><td><a id="p100201"></a>93Nb(n, $\gamma$ )94Nb &lt;***&gt;</td><td><a id="p100202"></a>7,30·106</td><td><a id="p100203"></a>-</td><td><a id="p100204"></a>-</td><td><a id="p100205"></a>-</td></tr>
</table>



<a id="p100206"></a>

---

<a id="p100207"></a><*> Значения выбраны равными границам энергетических групп нейтронов для формата библиотеки BUGLE-96, вблизи которых находятся рекомендованные в [[2]](#p100211) эффективные сечения.
<a id="p100208"></a><**> Оценки сделаны по расчетному спектру, полученному по программе DORT с библиотекой BUGLE-96.
<a id="p100209"></a><***> Реакция на тепловых и эпитепловых нейтронах.
<a id="p100210"></a>[<sub>1</sub>] X-ray and gamma-ray standards for detector calibration, IAEA-TECDOC-619. IAEA, VIENNA, 1991.

2. <a id="p100211"></a>Сб. статей: "Метрология нейтронного излучения на реакторах и ускорителях". - М., ЦНИИатоминформ, 1983, т. 2.
   <a id="p100212"></a>Таблица П2-2
   <a id="p100213"></a>Характеристики продуктов реакций детекторов флюенса
   нейтронов [[1]](#p100210)
   <a id="p100214"></a>Продукт реакции
   <a id="p100215"></a>Период полураспада, сут.
   <a id="p100216"></a>Выход продукта реакции, $\chi$ [3]
   <a id="p100217"></a>Энергия фотонов, КэВ
   <a id="p100218"></a>Эмиссия фотонов
   <a id="p100219"></a>137Cs
   <a id="p100220"></a>11020 $\pm$ 60
   <a id="p100221"></a>0,0617 $\pm$ 0,0017 [237Np(n,f)]
   0,0602 $\pm$ 0,0006 [238U(n,f)]
   <a id="p100222"></a>661,660
   <a id="p100223"></a>0,851 $\pm$ 0,002
   <a id="p100224"></a>93mNb
   <a id="p100225"></a>5890 $\pm$ 50
   <a id="p100226"></a>1
   <a id="p100227"></a>16,52 - 19,07 <*>
   <a id="p100228"></a>0,1104 $\pm$ 0,0035
   <a id="p100229"></a>58Co
   <a id="p100230"></a>70,86 $\pm$ 0,07
   <a id="p100231"></a>1
   <a id="p100232"></a>810,775
   <a id="p100233"></a>0,9945 $\pm$ 0,0001
   <a id="p100234"></a>54Mn
   <a id="p100235"></a>312,3 $\pm$ 0,4
   <a id="p100236"></a>1
   <a id="p100237"></a>834,843
   <a id="p100238"></a>0,99976 $\pm$ 0,000024
   <a id="p100239"></a>46Sc
   <a id="p100240"></a>83,79 $\pm$ 0,04
   <a id="p100241"></a>1
   <a id="p100242"></a>889,277
   1120,545
   <a id="p100243"></a>0,99984 $\pm$ 0,000016
   0,99987 $\pm$ 0,000011
   <a id="p100244"></a>60Co
   <a id="p100245"></a>1925,5 $\pm$ 0,5
   <a id="p100246"></a>1
   <a id="p100247"></a>1173,238
   1332,502
   <a id="p100248"></a>0,99857 $\pm$ 0,00022
   0,99983 $\pm$ 0,00006
   <a id="p100249"></a>94Nb
   <a id="p100250"></a>(7,3 $\pm$ 0,9)·106
   <a id="p100251"></a>1
   <a id="p100252"></a>702,627
   871,099
   <a id="p100253"></a>0,9981 $\pm$ 0,0005
   0,9989 $\pm$ 0,0005
   <a id="p100254"></a>--------------------------------
   <a id="p100255"></a><*> Приведена суммарная эмиссия всех фотонов данного диапазона энергий.
3. <a id="p100256"></a>T.R. England, B.F. Rider, "Evaluation and Compilation of Fission Product Yields", Report ENDF-349, 1989.
   <a id="p100257"></a>Таблица П2-3
   <a id="p100258"></a>Оцененные <*> максимальные скорости накопления
   флюенса нейтронов на внешней поверхности корпусов ВВЭР,
   нейтр./(см2·с), и азимутальные углы <**>,
   где расположены эти максимумы
   <a id="p100259"></a>Реактор
   <a id="p100260"></a>Угол максимума, град.
   <a id="p100261"></a>E > 0,5 МэВ
   <a id="p100262"></a>E > 1 МэВ
   <a id="p100263"></a>E > 3 МэВ
   <a id="p100264"></a>ВВЭР-440
   Стандартная зона
   <a id="p100265"></a>30
   <a id="p100266"></a>4·1010
   <a id="p100267"></a>1,5·1010
   <a id="p100268"></a>2·109
   <a id="p100269"></a>ВВЭР-440 Кассеты-экраны
   <a id="p100270"></a>13
   <a id="p100271"></a>1,5·1010
   <a id="p100272"></a>5·109
   <a id="p100273"></a>7·108
   <a id="p100274"></a>ВВЭР-1000 <***>
   <a id="p100275"></a>7
   <a id="p100276"></a>6·109
   <a id="p100277"></a>2·109
   <a id="p100278"></a>2·108
   <a id="p100279"></a>--------------------------------
   <a id="p100280"></a><*> Приведены оценочные значения для типовых загрузок, которые могут использоваться для оптимального подбора детекторов.
   <a id="p100281"></a><**> Для 30-градусного сектора симметрии (отсчет от оси I).
   <a id="p100282"></a><***> Кроме блока 5 Нововоронежской АЭС.
   <a id="p100283"></a>Приложение 3
   <a id="p100284"></a>(рекомендуемое)
   <a id="p100285"></a>ТИПОВАЯ МЕТОДИКА
   ОПРЕДЕЛЕНИЯ ОТКЛИКА ДЕТЕКТОРОВ И ОЦЕНКИ ХАРАКТЕРИСТИК
   НЕЙТРОННОГО ПОЛЯ
   <a id="p100286"></a>П3.1. Исходные данные
   <a id="p100287"></a>Для проведения вычислений необходимо иметь следующие исходные данные и характеристики детекторов:
   <a id="p100288"></a>A0i - активность с погрешностью i-го детектора флюенса, измеренная в соответствии с [разделом 5](#p100071) на момент окончания облучения;
   <a id="p100289"></a>Nяi - число ядер нуклида-мишени в i-м детекторе с погрешностью $\theta_{N}$ (паспортные данные);
   <a id="p100290"></a>d - толщина детектора по нуклиду-мишени для детекторов по реакции (n, $\gamma$ ) для учета электронного самоэкранирования (паспортные данные), мг/см2;
   <a id="p100291"></a>$\lambda_{i}$ - постоянные распада (или периоды полураспада T1/2) для продуктов реакций активации и деления [(приложение 2)](#p100152);
   <a id="p100292"></a>$\chi_{Np}$ , $\chi_{U}$ - выходы Cs-137 в продуктах реакции деления на Np-237 и U-238 [(приложение 2)](#p100152);
   <a id="p100293"></a>Eэфф.i, $\sigma_{\text{эфф}.i}$ - эффективные пороги и сечения;
   <a id="p100294"></a>T0, Tk, $\tau_{0}$ - календарное время начала и конца облучения и календарная продолжительность облучения;
   <a id="p100295"></a>P(t) - история мощности реактора за время облучения (зависимость мощности реактора от времени);
   <a id="p100296"></a>f(t) - история локальной мощности за время облучения;

<a id="p100297"></a>Pном - декларированный номинальный уровень мощности реактора. Сведения о времени облучения и мощности берутся из протокола облучения согласно [пункту 4.6](#p100070).

<a id="p100298"></a>П3.2. Определение отклика детектора флюенса
<a id="p100299"></a>П3.2.1. Откликом детектора флюенса является число реакций активации Q, произошедших в детекторе за время облучения, в расчете на одно ядро нуклида-мишени. Общеупотребительное название Q - активационный интеграл реакции активации (детектора).
<a id="p100300"></a>П3.2.2. Активационный интеграл Q рассчитывают с использованием исходных данных, приведенных в [пункте П3.1](#p100286), по формуле:

<a id="p100301"></a> $Q = \frac{A_{0}}{N_{\text{я}}\lambda\chi} M_{p}C_{\text{В}}C_{f}C_{\text{СЭ}}\text{С}_{\text{Г}},(\text{П}3 - 1)$ 

<a id="p100302"></a>где Mp - поправка на историю мощности реактора и локальной мощности, которая учитывает образование и распад продукта реакции активации при изменении ППН за время облучения в месте облучения детектора;
<a id="p100303"></a>C - поправки, рекомендации по определению которых приведены ниже;

<a id="p100304"></a> $M_{p} = \frac{\int_{T_{0}}^{T_{k}} f(t)P(t)dt}{\int_{T_{0}}^{T_{k}} f(t)P(t)e^{- \lambda(T_{k} - t)}dt} .(\text{П}3 - 2)$ 

<a id="p100305"></a>Для условия детектора флюенса при $T_{½} \gg \tau_{0}$ и точного вычисления интегралов в формуле (П3-2) погрешность поправки $\theta_{p}$ не превышает 1 - 2% (P = 0,95);
<a id="p100306"></a>Cв - поправка на выгорание, которая учитывает возможность уменьшения числа ядер продукта активации за счет реакции (n, $\gamma$ ). Поправка существенна для реакции 58Ni(n,p)58Co при плотности потока тепловых нейтронов более 10 нейтр./(см2·с). При плотности потока 1013 нейтр./(см2·с) и продолжительности облучения от 50 до 300 сут. поправка Cв составляет от 1,05 до 1,15. Поправку Cв можно оценить экспериментально или расчетом (например, способом, изложенным в [[3]](#p100256)). Для условий облучения в рамках данной задачи этой поправкой можно пренебречь;
<a id="p100307"></a>Cf - поправка на фотоделение, которая учитывает появление регистрируемого продукта деления в облучаемом детекторе за счет реакции ( $\gamma$ ,f). Поправку Cf можно оценить расчетом на основе известных оценок нейтронного спектра $\varphi(E)$ и фотонного спектра $\varphi_{\gamma}(E)$ , а также сечений реакций (n,f) - $\sigma(E)$ и ( $\gamma$ ,f) - $\sigma_{\gamma f}(E)$ по формуле:

<a id="p100308"></a> $C_{f} = 1 - \frac{E \int_{0}^{\gamma max} \sigma_{\gamma f}(E)\varphi_{\gamma}(E)dE}{E \int_{T_{0}}^{nmax} \sigma(E)\varphi(E)dE} .(\text{П}3 - 3)$ 

<a id="p100309"></a>Если спектры известны из расчетов переноса нейтронов и фотонов в многогрупповом приближении, то поправку можно рассчитать по формуле:

<a id="p100310"></a> $C_{f} = 1 - \frac{\sum_{g} \sigma_{i,g}\text{Ф}_{g}}{\sum_{n} \sigma_{i,n}\text{Ф}_{n}} ,(\text{П}3 - 4)$ 

<a id="p100311"></a>где $\sigma_{i,g}$ , $\sigma_{i,n}$ - групповые сечения i-й реакции деления под действием фотонов и нейтронов соответственно;
<a id="p100312"></a>Фg, Фn - расчетные групповые плотности потока фотонов и нейтронов соответственно;
<a id="p100313"></a>Cсэ - поправка на самоэкранирование, относящаяся только к детекторам по реакции (n, $\gamma$ ). Она приводит значение активационного интеграла к условиям "тонкого" детектора. Для условий рассматриваемой задачи существенна поправка на самоэкранирование резонансов в сечении реакции (n, $\gamma$ ). Рекомендованные подходы расчета такой поправки даны в [[2]](#p100211). Самоэкранированием детекторов в области тепловых нейтронов для рекомендованных реакций активации в рамках данной задачи можно пренебречь;
<a id="p100314"></a>CГ - поправка геометрическая, вводимая для приведения всех измеренных активационных интегралов детекторов одной сборки к условиям облучения в единой точке пространства, в которой размещался основной детектор-монитор. Она учитывает градиент плотности потока нейтронов. Для i-го детектора CГi определяется с помощью отношения показаний монитора вблизи детектора Mi и основного монитора M0:

<a id="p100315"></a> $\text{С}_{\text{г}i} = \frac{M_{0}}{M_{i}} .(\text{П}3 - 5)$ 

<a id="p100316"></a>В качестве показаний детекторов-мониторов следует использовать скорость счета импульсов на радиометрической установке, приведенную на одно ядро. В качестве детекторов-мониторов следует выбрать один из пороговых детекторов флюенса (например, детектор Fe-54).
<a id="p100317"></a>П3.2.<sub>3</sub>. Погрешность активационных интегралов для P, равного 0,95, следует оценивать по формуле:

<a id="p100318"></a> $\delta_{Q} \sqrt[=]{\theta_{A}^{2} + \theta_{N}^{2} + \theta_{\chi}^{2} + \sum_{k} \theta_{k}^{2}} ,(\text{П}3 - 6)$ 

<a id="p100319"></a>где $\theta_{A}$ - полная погрешность измерения активности детектора (берется из Сводного протокола по [пункту 5.8](#p100112));
<a id="p100320"></a> $\theta_{N}$ - погрешность числа ядер нуклида-мишени в детекторе (берется из Сводного протокола по [пункту 4.6](#p100070));
<a id="p100321"></a> $\theta_{\chi}$ - погрешность выхода Cs-137 в осколках деления (по приложению 2, [табл. П2-2](#p100213));
<a id="p100322"></a> $\theta_{k}$ - погрешность поправок M и C по формуле (П3-1).
<a id="p100323"></a>П3.2.4. По результатам определения отклика детекторов флюенса составляется Сводный протокол определения активационных интегралов, в котором должны быть указаны: номера точек облучения, для которых определены значения активационных интегралов; активности детекторов, приведенные на одно ядро; реакции активации; значения активационных интегралов и их погрешности.

<a id="p100324"></a>П3.3. Расчетно-экспериментальная оценка контролируемых характеристик поля быстрых нейтронов
<a id="p100325"></a>П3.3.1. Контролируемыми нейтронными характеристиками по результатам нейтронно-активационных измерений в реакторах ВВЭР являются величины:
<a id="p100326"></a>Fi - флюенсы нейтронов с энергией больше Eэфф.i - эффективных порогов реакций активации из набора облученных детекторов;
<a id="p100327"></a>Фi - скорости накопления флюенсов Fi,
<a id="p100328"></a> $Q_{i}^{M}$ - нормированные на показание монитора активационные интегралы используемых детекторов.
<a id="p100329"></a>Дополнительными контролируемыми характеристиками могут быть аппроксимированные значения флюенса F(E) и скорости накопления флюенса Ф(E), определяемые на основе непосредственно измеренных величин и расчетных методов, аттестованных в установленном порядке.
<a id="p100330"></a>П3.3.2. Флюенс нейтронов с энергией больше Eэфф.i можно рассчитывать по формуле:

<a id="p100331"></a> $F_{i} = \frac{Q_{i}}{\sigma_{\text{эфф}.i}} ,(\text{П}3 - 7)$ 

<a id="p100332"></a>где Qi - активационный интеграл i-й пороговой реакции активации, определяемый по формуле (П3-1);
<a id="p100333"></a> $\sigma_{\text{эфф}.i}$ - эффективное сечение реакции для порога Eэфф.i.
<a id="p100334"></a>При известном спектре нейтронов эффективное сечение рассчитывается по формуле:

<a id="p100335"></a> $\sigma_{\text{эфф}.i} = \frac{\int_{0} \sigma_{i}(E)\varphi(E)\partial E}{E \int_{\text{эфф}.i} \varphi(E)\partial E} ,(\text{П}3 - 8)$ 

<a id="p100336"></a>где $\sigma_{i}(E)$ - дифференциальное сечение дозиметрической реакции;
<a id="p100337"></a> $\varphi(E)$ - дифференциальная плотность потока нейтронов (спектр нейтронов) в точках за корпусом ВВЭР.
<a id="p100338"></a>В многогрупповом представлении расчет выглядит так:

<a id="p100339"></a> $\sigma_{\text{эфф}.i} = \frac{\sum_{n} \sigma_{i,n}\text{Ф}_{n}}{n \sum_{= E_{\text{эфф}.}} {}_{i}\text{Ф}_{n}} ,(\text{П}3 - 9)$ 

<a id="p100340"></a>где n = Eэфф.i означает, что сумма берется по группам от первой до группы n, нижняя граница которой равна Eэфф.i.
<a id="p100341"></a>Погрешность Fi для доверительной вероятности 0,95 можно оценить по формуле:

<a id="p100342"></a> $\delta_{i} = \sqrt{\delta_{Qi}^{2} + \theta_{\sigma}^{2}} ,(\text{П}3 - 10)$ 

<a id="p100343"></a>где $\delta_{Qi}$ - погрешность активационного интеграла i-й реакции (из Сводного протокола по [пункту П3.2.4)](#p100323);
<a id="p100344"></a> $\theta_{\sigma}$ - разброс значений $\sigma_{\text{эфф}.i}$ при энергии Eэфф.i (для i-й реакции в спектрах рассматриваемого класса (например, см. Ярына В.П., и др. Методические указания. Государственная система обеспечения единства измерений. Характеристики реакторных нейтронных полей. Методика нейтронно-активационных измерений. МИ 1393-86. ВНИИФТРИ. М.: 1986).
<a id="p100345"></a>П3.3.3. Расчет скорости накопления флюенса быстрых нейтронов для i-го порогового детектора можно рассчитать по формуле:

<a id="p100346"></a> $\text{Ф}_{i} = \frac{F_{i}}{\tau_{\text{эфф}}} ,(\text{П}3 - 11)$ 

<a id="p100347"></a>где $\tau_{\text{эфф}}$ - эффективное время облучения, которое определяется по формуле:

<a id="p100348"></a> $\tau_{\text{эфф}} = \frac{\int_{T_{0}}^{T_{k}} P(t)dt}{P_{\text{норм}}} .(\text{П}3 - 12)$ 

<a id="p100349"></a>Погрешность Фi, для доверительной вероятности P, равной 0,95, можно оценить по формуле:

<a id="p100350"></a> $\delta_{\text{Ф}_{i}} = \sqrt{\delta_{Fi}^{2} + \theta_{\tau}^{2}} ,(\text{П}3 - 13)$ 

<a id="p100351"></a>где $\delta_{Fi}$ - погрешность флюенса Fi по [пункту П3.3.2](#p100330);
<a id="p100352"></a> $\theta_{\tau}$ - оценка погрешности $\tau_{\text{эфф}}$ .
<a id="p100353"></a>П3.3.4. Активационные интегралы, нормированные на показания детектора-монитора, являются спектральной характеристикой поля нейтронов.
<a id="p100354"></a>Активационные интегралы Qi, определенные по [пункту П3.2.2](#p100300), приведены с помощью поправочного коэффициента CГi к условиям облучения в точке размещения основного детектора-монитора в сборке. Контролируемые характеристики $Q_{i}^{M}$ - активационные интегралы реакций активации, нормированные на показания детектора-монитора, следует вычислять по формуле:

<a id="p100355"></a> $Q_{i}^{M} = \frac{Q_{i}}{Q_{M}} ,(\text{П}3 - 14)$ 

<a id="p100356"></a>где QM - активационный интеграл порогового детектора-монитора.
<a id="p100357"></a>Погрешности нормированных $Q_{i}^{M}$ равны погрешностям соответствующих Qi (по [пункту П3.2.3](#p100317)), включая $Q_{i}^{M}$ , равный 1.
<a id="p100358"></a>П3.3.5. Аппроксимированные значения контролируемых характеристик представляют собой флюенсы нейтронов с энергией, отличающейся от эффективных порогов используемых детекторов. Наиболее характерными для материаловедения корпусов ВВЭР являются флюенсы нейтронов с энергией больше 0,1, 0,5 и 1 МэВ соответственно F0,1, F0,5 и F1. Для определения этих величин используются в качестве исходных данных активационные интегралы Qi (по [пункту П3.2.2](#p100300)) или флюенсы Fi (по [пункту П3.3.2](#p100330)).



<a id="p100359"></a>

---