В данной работе представлены результаты спектрометрических измерений, выполненных с помощью представительных наборов нейтронно-активационных детекторов, на границе активной зоны и бокового экрана реактора БОР-60. Для повышения достоверности абсолютных данных по спектру нейтронов предложена методика мониторирования мощности реактора активационным методом при проведении спектрометрического эксперимента. Полученные уникальные экспериментальные данные полезны для обоснования и уточнения нейтронных констант, методов и программ моделирования переноса нейтронов.
Ключевые слова: быстрый реактор БОР-60; нейтронно-физические характеристики; нейтронно-активационный
детектор; скорость ядерной реакции; сечение реакции; спектр нейтронов; плотность потока нейтронов; восстановление спектра нейтронов; повреждаемость.
NEUTRON SPECTRA MEASUREMENTS IN THE BOR-60 REACTOR:
RESULTS OF THE REFERENCE NEUTRONIC EXPERIMENT
© A.I. Tellin (e-mail: bri@niiar.ru), D.K. Ryazanov (e-mail: diti@mephi.ru)
Presented here are the results of spectrometric measurements which were performed with the use of a representative set of neutron-activation monitors at the boundary of the BOR-60 core and blanket. To increase a degree of reliability for the absolute neutron spectra data, described here is also a neutron activation method of the reactor power monitoring during the spectrometric experiment. The unique experimental data are very useful for validation and further refinement of neutron constants, numerical modeling methods and codes for neutron transport.
Key words: fast reactor BOR-60; neutronic characteristics; neutron fluence and activation monitor; nuclear reaction rate; reaction cross-section; neutron spectrum; neutron flux density; neutron spectrum adjustment;
damaging.
