Моделирование и применение детектора на основе тонкого сцинтиллятора ZnS(Ag)+6LiF для регистрации тепловых нейтронов природного и искусственного происхождения тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 01.04.16, кандидат наук Бушама Лазхар

• Бушама Лазхар
• кандидат наук
• 2021

Оглавление диссертации кандидат наук Бушама Лазхар

4.5 Форбуш-эффект

Заключение

Литература

109

Введение

Открытие нейтрона Джеймсом Чедвиком в 1935 году явилось началом ядерной эры. С этого момента область использования ядерных технологий постепенно развивалась и увеличивалась (в энергетике, в промышленности, в медицине, в военных целях, в научных исследованиях и т.д.). Быстрое развитие ядерных технологий, с одной стороны, отражалось на жизни человечества позитивно - надежный источник энергий, применение в медицине и т.д. Но с другой стороны их неправильное использование оказалось негативным -ядерные катастрофы, ядерное оружие и т.д.

МАГАТЭ в своем долгосрочном плане НИОКР на 2012-2023 годы для своего Департамента гарантий объявило, что первоочередной задачей является "разработка приборов и связанных с ними методов для обнаружения создания материалов и деятельности, связанных с ядерным топливным циклом, например, путем регистрации излучения" [1].

Одним из надежных способов обеспечения безопасности человека и окружающей среды является мониторинг нейтронов вокруг ядерных установок - ядерного реактора (ЯР), места хранения обработанного ядерного топлива (ОЯТ), облучателя на основе мощного нейтронного источника, нейтронного генератора и т.д. Быстрое расширение области использования ядерных материалов (радиоактивных источников) в медицине, науке и промышленности, требует дополнительного контроля их перемещения с целью ограничения свободного распространения этих материалов и гарантирования их использования для мирных целей [2,3].

Особенно актуальным для мониторинга искусственных источников нейтронов является применение нейтронных детекторов большого размера за пределами защиты источника [4-7]. В работе [6] было проведено измерение потока нейтронов (во время запуска, работы и выключения реактора) в двух

точках, расположенных вблизи корпуса исследовательского реактора (на расстоянии 17 м и 70 м от активной зоны реактора). Для измерения потока нейтронов были использованы два типа нейтронных детекторов большой площади на основе бора - гибридный нейтронный детектор на10В и 3Не [8] и детектор на основе волокон с покрытием из бора (Boron-Coated Straw) "BCS" [9]. Из результатов работы было показано что:

• возможно использование нейтронного детектора большой площади для мониторинга ЯР за его пределами на расстоянии до 100 м;

•

нейтронов, зарегистрированных вне корпуса реактора; тора.

С точки зрения безопасности, полученные в данной работе результаты, приводят к следующим выводам: данный метод мониторинга ЯР снаружи его корпуса является более безопасным и надежным чем традиционный метод -внутренний мониторинг [10], который осуществляется с помощью двух типов детекторов, отличающихся по месту нахождения относительно реактора. Первый тип это внутризонный детектор (англ. "in-core detector" [11]), который расположен в каналах охладителя жидкости, он способен измерять детальный спектр нейтронов (например, камера деления, родиевый детектор). Второй тип - внезонный детектор (англ."ех-соге detector" [12]), который расположен на некотором расстоянии от активной зоны (вне корпуса высокого давления реактора) и дает информацию про интегральный поток нейтронов по всей активной зоне (например, ионизационная камера).

Применение детекторов внутреннего мониторинга сталкивается с серьезными проблемами, связанными с агрессивной средой активной зоны. Они должны сохранять свою работоспособность при высокой температуре, коррозии, экстремальном уровне радиации и быть при этом очень миниатюрными [13]. Но они часто имеют короткий срок службы относительно ожидаемого

срока жизни современных реакторов и являются дорогостоящими, трудными для замены, и могут быть легко разрушены в случае аварии в активной зоне [14].

Метод мониторинга ЯР снаружи защитного корпуса позволяет создать другую систему контроля, которая включает в себя несколько нейтронных детекторов, расположенных вокруг корпуса ЯР. После их калибровки на нормальный режим работы ЯР они станут чувствительными для любого повышения потока нейтронов исходящих от ЯР.

Существуют и другие методы мониторинга ЯР и других установок, содержащих ядерное топливо, снаружи защитных корпусов помимо нейтронных детекторов. Один из них основан на обнаружении антинейтрино [15,16]. Несмотря на то что специалисты МАГАТЕ объявили что детектор антинейтрино обладает уникальными способностями для внешнего мониторинга реактора в рабочем режиме, этот метод имеет существенные минусы - большой размер (обычно весит порядка нескольких тонн), низкое сечение взаимодействия антинейтрино с веществом, сложность разделения антинейтрино исходящего из реактора от антинейтрино естественного фона. Помимо этого, конструкция подобного детектора довольно сложная и дорогостоящая.

Другой метод мониторинга ЯР и перемещения радиоактивных материалов через границу государства (национальной безопасности) называется мю-оноографией [17]. После катастрофы Фукусима-Дайичи мюоноография была использована для визуализации пострадавшего реактора. Благодаря данной технике смогли определить распределение расплавленных частей топлива в реакторе. Недостаток данного подхода мониторинга заключается в том, что он требует большого времени экспозиции [18].

Возможность использования радиоактивных материалов (РМ) для террористических целей является серьезным источником угрозы национальной безопасности, самой непосредственной радиологической угрозой является радиологические диспергирующие устройства, которые производятся с добавлением радиоактивного материала к взрывчатым материалам [19-21]. В связи с этим принимается ряд мер с целью повышения уровня контроля, защиты

и безопасности ядерных материалов. В соответствии со стандартами и руководствами МАГАТЭ [22], обеспечение эффективного контроля передвижения РМ является приоритетным.

Радиоактивные материалы, которые человек может переместить, разделяются на две группы относительно их уровня опасности.

1. Первая группа носит название "специальных ядерных материалов" (англ. "Special nuclear material"). В нее входят все вещества, состоящие из плутония и урана, а также любого другого материала, способного на выделение огромного количества энергии [23].

2. Вторая группа состоит из всех источников, предназначенных для мирного применения - медицины, науки, промышленности и т.д [3].

С целью контроля передвижения РМ через границу в разных пунктах въезда в страну (аэропорты, морские порты, пункты пересечения границы страны с транспортными магистралями) используются разные детекторы нейтронов, гамма-квантов и рентгеновских излучений [24,25]. В отличие от нейтронных детекторов, при работе детекторов гамма-квантов требуется вторая проверка путем идентификации нуклидов, так как существует большое количество материалов, излучающих гамма кванты, в том числе - пищевых продуктов (NORM) [26]. Этот недостаток дает преимущество нейтронным детекторам и выводит их на первое место в данной области.

Также на сегодняшний день в разных областях исследований серьезное место занимает мониторинг естественного потока нейтронов. Основным источником естественного нейтронного фона является атмосфера, в которой нейтроны рождаются в результате взаимодействия космических лучей (КЛ) с ядрами атмосферы. Первые результаты исследования атмосферных нейтронов были опубликованы в 1940 г. [27]. Затем в 50-х годах была создана мировая сеть нейтронных мониторов, большинство из которых работает на пропорциональных счётчиках па базе BF3 или гелии. Эта сеть внесла существенный вклад в изучение нейтронов космических лучей. В конце прошлого века при исследовании КЛ возник радиоэкологический аспект, который был

связан с повышением получаемой дозы авиационными экипажами с повышением высоты перелетов (нейтроны при этом обеспечивают около половины эквивалентной дозы) [28]. Появились и другие исследования, например неинвазивный метод измерения содержания влаги в почве [29,30] с помощью альбедных нейтронов, которые представляют собой часть космических нейтронов, отраженных в земной коре.

В работе Кужевского с соавторами [31] было обнаружено и экспериментально доказано присутствие второго источника фоновых нейтронов в приземной атмосфере - грунт, нейтроны из которого появляются в результате реакции (а, п) от альфа-частиц, образующихся при распаде радиоизотопов 222Ип и взаимодействующих затем с элементами земной коры и атмосферы. Этот компонент нейтронов был предметом исследования ряда экспериментов в которых было выявлено наличие связи между сейсмической активностью и внезапным ростом приземного фона нейтронов [32,33].

Таким образом, мониторинг потока нейтронов является весьма актуальной задачей, и появляется вопрос о методе его регистрации. В настоящее время детекторы нейтронов можно сгруппировать в четыре основных класса: газовые детекторы, сцинтилляционные детекторы, пропорциональные детекторы и полупроводниковые детекторы. У каждого из них есть свои преимущества и недостатки.

Еще относительно недавно нейтронный детектор, основанный на гелии (3Не), был самым используемым детектором среди других для регистрации нейтронов, и в том числе для мониторинга нейтронов за длительные периоды, благодаря его привлекательным характеристикам [34]. На сегодняшний день он является стандартом для калибровки других нейтронных детекторов [35]. Но после 2001 г. гелий стал недоступен на рынке из-за кризиса его производства [36], вследствие этого стал приоритетным поиск альтернативного нейтронного детектора [37,38]. Основные детекторы, которые в принципе могут конкурировать с 3Не перечислены ниже [39,40]:

1. пропорциональные детекторы с борным покрытием;

2. газонаполненные пропорциональные детекторы на ВБз;

3. полупроводниковые нейтронные детекторы;

4. сцинтилляционные детекторы нейтронов, которые включают:

• жидкие органические сцинтилляторы;

• пластиковые органические сцинтилляторы;

•

материалом.

Первоначально было предложено заменить детектор на основе гелия

зз но его высокая токсичность делает его менее востребованным. Полупроводниковые детекторы имеют высокую стоимость, ограничения по объёму и требуют охлаждения. Все это делает их малопривлекательными для применения при мониторинге. Детекторы большого размера со сцинтилляторами жидкого типа обладают рядом недостатков - они опасны (легковоспламеняющиеся), большой объём приводит к большой массе детектора, наблюдается сильное послесвечение, они более чувствительны к быстрым нейтронам и т.д. Большинство сцинтилляционных детекторов твердого типа имеет ряд преимуществ - нет ограничения по размеру, они обладают высокой эффективностью, что делает их подходящими для регистрации малого потока нейтронов, устойчивостью к влиянию окружающей среды, доступностью нужных материалов для их создания с достаточно низкой ценой и т.д. Поэтому все чаще начинают использоваться твердотельные сцинтилляторы, в которых для регистрации нейтронов используются изотопы, характеризующиеся высоким сечением захвата нейтронов (бор 10В, литий гадолиний 157Сс1) [41], в качестве конвертера нейтронов.

В последнее время особое внимание привлекает сцинтиллятор на ос-6

ку, низкой чувствительности к гамма-квантам, высокому световыходу и т.д. Несмотря на эти привлекательные характеристики, во всех детекторах при регистрации малого потока нейтронов существует проблема фона - любой из них может зарегистрировать заряженные частицы, проходящие через активную зону, что может привести к неверному измерению потока нейтронов. Для того чтобы обойти данный недостаток, необходимо было разработать нейтронный детектор с высоким отношением сигнала к шумам.

Эта задача была решена группой под руководством Стенькина Ю.В. (ИЯИ РАН), которая предложила новый способ, способный повысить нечувствительность детектора к фону заряженных частиц - создать очень тонкий неорганический сцинтиллятор на основе сернистого цинка ^пБ), активированного серебром с конвертером нейтронов из лития (6Ы) или бора (10В). В таком тонком сцинтилляторе заряженные частицы и гамма-кванты будут терять очень маленькую долю энергии, и сигнал от них будет сопоставим с шумами. Поэтому установка достаточно высокого порога позволит избавиться от регистрации заряженных частиц и гамма-квантов вместе с шумами.

Первый образец тонкого сцинтиллятора (сотни микрон) на основе ZnS(Ag) в смеси с борсодержащим веществом, обогащенном изотопом 10В, был использован в 2001 г. в Баксанской нейтринной обсерватории ИЯИ РАН в установке "МультиКом", предназначенной для регистрации нейтронной компоненты широких атмосферных ливней (ШАЛ) [42]. Этот детектор (СДК-01) показал себя нечувствительным как к заряженным частицам, так и к гамма-излучению, но имел достаточно высокую эффективность регистрации тепловых нейтронов за счет реакции 10В (п, а) 71л + 2.79 МэВ.

В 2005 г. О тенькни Ю.В. и др. [43,44] создали новый прототип установки "МультиКом", в котором в сцинтилляторе детектора СДК-01 бор был заменен литием (изотоп 61л). Этот детектор стал называться "эн-детектор" (электрон-нейтронный детектор). Он характеризуется более высокой выделенной энергией при распаде лития (6Ь\(п,а)3Н + 4.8 МэВ). Хотя сечение

10

вторичных частиц, а, следовательно, и количество собираемого света, почти

в 2 раза больше. Новый детектор обладал эффективностью порядка 20% для эффективной толщины слоя сцинтиллятора < й >~ 0.03 г/см2. Благодаря тонкому слою (мюоны и электроны теряют в нем всего лишь 0.06 МэВ), рекордному среди всех сцинтилляторов а/е-соотношению и рекордному свето-выходу, сигнал от захваченного нейтрона надежно выделяется на фоне меньших сигналов от электронов, мюонов и других заряженных частиц [45].

Помимо исследования нейтронной компоненты ШАЛ группа Стеньки-на Ю.В. применила эн-детекторы для исследования связи потока нейтронов с сейсмической активностью, для оценки влияния солнечных возмущений на поток первичных космических лучей (форбуш-эффекты) и других космических эффектов, которые влияют на изменение потока нейтронов на поверхности Земли [46-48].

В 2009 г в ЭК НЕВОД совместно с НЯИ РАН началось создание новых установок на основе подобного сцинтиллятора. На сегодняшний день работают две установки. Первая установка называется Нейтрон (подробное описание установки изложено в главе 4), она состоит из четырех эн-детекторов пирамидальной формы площадью ~ 0.75 м2. Установка предназначена для исследования потока тепловых нейтронов на малых высотах вблизи поверхности Земли [49,50]. Вторая установка - ПРИЗМА-32, в нее входят 32 эн-детектора цилиндрической формы с площадью сцинтиллятора^ 0.36 м2. Ее задача - изучение нейтронной компоненты ШАЛ [51-53]. Завершено создание установки УРАН [54], но в ней используется сцинтиллятор ZnS(Ag)+10BO2.

При участии группы Стенькина Ю.В. в Китае (Тибет) создана установка РШБМА-УВЛ [55] и в том же регионе планируется создать вторую (международную) РМЯМА-ЬНААБО на высоте больше чем у РМЯМА-УВЛ [52]. Цель этих установок - решение актуальных задач, связанных с различными областями - астрофизика, геофизика, климат и т.д.

Работы по изучению сцинтилляционных детекторов на основе

дач проводятся и в других лабораториях [56-58].

Таким образом детекторы на основе тонкого сцинтиллятора

ZnS(Ag)+6LiF получили широкое распространения для решения различных физических задач, но еще не используются в работах по обеспечению безопасности ядерных реакторов и других ядерных источников нейтронов. Чтобы оценить возможности применения такого детектора для измерения естественного нейтронного фона, для поиска различных источников нейтронов - мониторинга ядерных установок (ЯР, мест хранение ОЯТ и т.д.), перемещения радиоактивных материалов через границу государства и т.п. необходима хорошая математическая модель этого детектора. Необходимо отметить, что хотя в некоторых работах проводилось моделирование отклика детектора на регистрируемые нейтроны, вопрос о создании полноценной математической модели даже не ставился.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Моделирование и применение детектора на основе тонкого сцинтиллятора ZnS(Ag)+6LiF для регистрации тепловых нейтронов природного и искусственного происхождения»

Цели работы

Создание математической модели нейтронного детектора на базе тон-

6

торинга естественных и искусственных источников нейтронов и экспериментальная проверка.

Научная новизна

1. Впервые проведена калибровка нейтронной части программного пакета Geant4 по реакторному коду Serpent и выделены наилучшие модели описания взаимодействия и распространения нейтронов в веществе.

2. Впервые создана математическая модель нейтронного детектора на ос-

6

процессов регистрации нейтрона, начиная с его замедления и захвата, и заканчивая формированием сигнала ФЭУ.

6

pax измерены амплитуды суточных волн в различные сезоны в потоке

нейтронов космических лучей и амплитуды форбуш-понижений за период 2015 - 2019 гг.

Достоверность

Достоверность результатов обеспечена использованием признанного в международном научном сообществе программного пакета Geant4, который был прокалиброван кодом Serpent (для оценки корректности описания физических процессов). Экспериментальная проверка модели нейтронного детектора осуществлялась с использованием паспортизированного источника нейтронов калифорний-252.

Оценка эффективности детектора для контроля перемещения радиоактивных материалов через границу государства проводилась согласно рекомендациям МАГАТЭ, лаборатории PNNL и института ANSI.

Оценка естественного нейтронного фона проводилась по данным четверых детекторов установки "Нейтрон", данные о температуре получены с прецизионной и сертифицированной станции Vaisala и данные по выпавшим осадкам - из архива погоды метеостанции ВДНХ ВВЦ.

Характеристики Форбуш-эффектов, определенные по данным детекторов "Нейтрон" хорошо согласуются с характеристиками ФЭ, полученными по экспериментальным данным Московского нейтронного монитора (МНМ) и мюонного годоскопа УРАГАН, расположенных близко друг к другу.

Практическая значимость работы

Проведенная калибровка нейтронной части программного обеспечения Geant4 и обоснование выбора моделей, наилучшим образом описывающих прохождение нейтронов через вещество, открывают путь для широкого использования Geant4 для моделирования различных экспериментов и детекторов, предназначенных для регистрации нейтронов в научных, промышленных, охранных и других целях.

Созданная математическая модель сцинтилляционного нейтронного

по размещению таких детекторов в местах расположения ядерных установок, на пунктах въезда в страну, на предприятиях по изготовлению и/или применению радиоактивных материалов, для увеличения эффективности их мониторинга, а также в установках для изучения нейтронной компоненты ШАЛ и в других экспериментальных комплексах.

Личный вклад автора

Автор самостоятельно провел сопоставление нейтронной части программного пакета Geant4 и реакторного кода Serpent, разработал математическую модель детектора нейтронов на основе тонкого сцинтиллятора 6

источников нейтронов. Автор внес определяющий вклад в анализ экспериментального материала (исключение периодов нестабильной работы установки, корректировка данных на барометрический эффект, подготовка сглаженных временных рядов и т.д.). Автором написан комплекс программ для обработки экспериментальных данных (расчет параметров ФЭ, реализация метода наложения эпох для поиска суточных циклов и т.д.). Автор принимал активное участие в подготовке статей, текстов докладов и их представлении на конференциях.

Автор защищает

1. Результаты совместного моделирования распространения и замедления нейтронов в разных средах (воздух, вода и бетон) на основе Geant4 и Serpent и выбор лучших моделей для описания распространения нейтронов в пакете Geant4.

2. Созданную математическую модель нейтронного детектора на основе

6

3. Результаты экспериментальной калибровки модели детектора на стенде

с использованием калифорния-252.

4. Результаты моделирования регистрации нейтронов от разных источников нейтронного излучения Cf-252, Pu-240 и AmBe.

5. Результаты исследования вариаций потока нейтронного фона, генерируемого космическими лучами.

Апробация работы

Результаты работы представлены на российских и международных конференциях: Международной научной конференции студентов, аспирантов и молодых учёных "Ломоносов 2018" и "Ломоносов 2019", XV Международной конференции "Безопасность АЭС и подготовка кадров" 2018, VIII Международной молодежной научной школы-конференции "Современные проблемы физики и технологий" МИФИ 2019, 11-й международной научно-технической конференции "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР" МНТК 2019, the Td International Symposium on Cosmic Rays and Astrophysics (ISCRA-2019), Всероссийской конференции по космическим лучам 2020, The 5th International Conference on Particle Physics and Astrophysics (ICPPA-2020).

Публикации

По материалам диссертации опубликовано 8 печатных работ, из которых 3 в рецензируемых научных изданиях:

1. Л. Бушама, Д.М. Громушкин, А.Н. Дмитриева. Изучение свойств нейтронного детектора на основе ZnS(Ag)+6LiF для контроля радиационной обстановки вблизи ядерных объектов. Ученые Записки Физического Факультета МГУ. № 4, 1840202 (2018).

2. L. Bouchama, A.N. Dmitrieva, Z.T. Izhbulyakova, and D.M. Gromushkin.

Geant4 and Serpent codes simulation of the response of the detector based 6

various nuclear objects. Physics of Atomic Nuclei. V. 82, № 6. P. 710-715, (2019).

3. D.M. Gromushkin, F.A. Bogdanov, L. Bouchama, A.V. Bulan, Z.T. Izhbulyakova, S.S. Khokhlov, Yu.V. Stenkin and K.O. Yurin. Study of EAS registered by the PRISMA-32 array and the CHERENKOV water calorimeter NEVOD. Physics of Atomic Nuclei. V. 82, № 6. P. 822-826, (2019).

Структура и объем работы

Диссертация состоит из введения, 4 глав, заключения и списка используемой литературы, включающего 141 источник. Общий объем работы составляет 122 страницы, содержит 57 рисунков и 13 таблиц.

Краткое содержание диссертации

В первой главе приводятся результаты проверки корректности описания физических процессов в программном пакете Geant4 при моделировании распространения нейтронов в разных средах с использованием кода Serpent как эталона. Приведены результаты моделирования распространения и замедления нейтронов в воде, бетоне и воздухе в случае использовании двух типов источников нейтронов - моноэнергического источника с энергией 2 МэВ и источника спонтанного деления Cf-252. Выбраны модели, наилучшим образом описывающие процессы прохождения нейтронов через вещество.

Во второй главе дано описание математической модели нейтронного детектора на основе тонкого сцинтиллятора ZnS(Ag)+6LiF. Приводятся результаты проверки модели нейтронного детектора с помощью данных, полученных на экспериментальном стенде с использованием источника нейтронов калифорния-252.

В третьей главе описываются результаты моделирования мониторинга различных источников нейтронов - искусственных и естественных, с исполь-

зованием данного нейтронного детектора. Приведены результаты моделирования мониторинга искусственных источников (слабых и мощных) и дано подробное описание мониторинга перемещения радиоактивных материалов на границе государства.

В четвертой главе приводятся результаты моделирования отклика нейтронного детектора при регистрации заряженных частиц и нейтронов КЛ. Описывается исследование вариаций естественного нейтронного фона по данным экспериментальной установки "Нейтрон". Приведены результаты исследования влияния метеорологических параметров на вариации скорости счета детекторов установки "Нейтрон" (барометрического эффекта, суточных и сезонных вариаций, связанных с изменением температуры, осадков). Рассматриваются результаты исследования форбуш-эффектов в потоке тепловых нейтронов и их сравнение с данными других установок.

1. Выбор кода для моделирования отклика нейтронного детектора при мониторинге источников нейтронов

Сравнение результатов моделирования полученных с помощью разных кодов, реализуемых методом Монте-Карло (Geant4 [59], FLUKA [60], MCNP [61], Serpent [62]), является эффективным методом для проверки корректности их работы. Расхождение результатов при сравнении обычно объясняется следующими факторами - разные способы задания источника первичных частиц, разные подключенные физические модели взаимодействия частиц с веществом и библиотек сечений. В последнее время программный пакет Geant4 стал основным кодом для решения различных задач, касающихся взаимодействия излучения с веществом, в том числе и нейтронных задач. Был проведен ряд сопоставлений между Geant4 и другими кодами [63-70], вследствие чего он был значительно усовершенствован.

Например, в 2002 г. Н. Колонна и С. Альтьери [63] обсуждали перенос нейтронов через слои железа и обычного бетона. В версию Geant3.21 из-за отсутствия возможности моделирования физических процессов для нейтронов с энергией ниже 20 МэВ была подключена подпрограмма NEUTRON из пакета MICAP [71]. Результаты были сопоставлены с данными полученными с использованием кода MCNP-4B и показали разумное согласие.

В работе Р. Лемрани и др. [64] представлено моделирование нейтронного фона от породы для подземных экспериментов, результаты показывают хорошее согласие между кодами Geant4, MCNPX и Geant3 в переносе нейтронов низкой энергии.

В работе [65] были изучены свойства переноса нейтронов с энергиями менее 500 МэВ в воде и в бетоне с помощью кодов FLUKA 2006. 3, MCNP4C и Geant4 9.0. По результатам моделирования, энергетический спектр нейтронов в MCNP оказался в два раза больше чем в FLUKA для диапазона энергии

10 эВ^1 МэВ, хорошее совпадение было получено между Geant4 и FLUKA для энергии меньше чем 100 МэВ, но для энергии более чем 100 МэВ результаты для Geant4 и MCNP разошлись.

В 2014 г. A.A. Хехт и др. [66] рассматривали применимость Geant4 9.6.1 для моделирования запаздывающего излучения деления по сравнению с MCNP6. Сравнение результатов моделирования с экспериментом показало, что Geant4 является надежным инструментом для моделирования запаздывающего излучения деления, и можно проводить моделирование с более высокой точностью с добавлением модификаций в модели Geant4.

В работе [67] рассматривался перенос нейтронов в MCNP6. 1 и Geant4-10.3 в диапазоне тепловых энергий, по результатам этой работы в Geant4 был исправлен процесс когерентного упругого рассеяния.

В 2017 г. А. Рыхлевский, А. Линдсей и К. Хафф [68] провели полное моделирование активной зоны реактора на расплавленных солях с использованием Монте-Карло кодов Serpent2 и MCNP. Полученные спектры нейтронного потока для всей активной зоны в диапазоне энергий от Ю-9 до 10 МэВ для обоих кодов показали хорошее согласие, особенно в области тепловых нейтронов.

В работе С.Д. Монка и др. [69] в 2017 г было проведено сравнение результатов моделирования крупномасштабных структур (научно-исследовательская лаборатория по субатомной физике, содержащая протонный циклотрон) на основе кодов Монте-Карло MCNP6-1.0 и Geant4-10.1. Сравнение показало, что на коротких расстояниях результаты двух кодов находятся в полном согласии, но на больших расстояниях и в более сложных геометриях отклонение резко возрастает. Данное отклонение вызвано эффектом небольших различий между файлами сечений переноса нейтронов через вещество геометрии, и различиями в описании физических процессов, используемых в обоих кодах.

С целью создания математической модели для нейтронного детектора в программном пакете Geant4 было необходимо проверить насколько подключаемые модели надежно рассчитывают распространение и замедление

тепловых нейтронов (другими словами точность моделирования физических процессов, определяющих взаимодействия нейтронов с веществом). Для этого было проведено сравнение результатов моделирования распространения нейтронов в Geant4 и в коде Serpent в разных средах - воде, бетоне и воздухе, а также проведено сравнение между моделями, предлагаемыми разработчиками Geant4, для выбора более точной.

В данной работе код Serpent был выбран в качестве эталона по следующим причинам:

• библиотеки и Serpent и Geant4 основаны на преобразованных файлах ядерных данных ENDF;

•

(энергия нейтронов < 4 эВ); реноса нейтронов через вещество;

1.1. Описание кода Géant4

Geant4 (GEometry ANd Tracking - геометрия и трекинг) [59, 72, 73] это инструментарий для моделирования прохождения элементарных частиц через вещество с использованием методов Монте-Карло. Он был разработан в CERN и сейчас реализуется на объектно-ориентированном языке программирования С++. Первые релизы вышли в 1998 году. Он является дальнейшим развитием предыдущих версий Géant, существенно переработанным и дополненным. Версии 1, 2 и 3 были написаны на языке Фортран. Как заявлено на официальном сайте проекта [74] "области применения включают в себя физику высоких энергий и исследование ядерных реакций, медицину, ускорители частиц, и космофизические исследования".

1.2. Описание кода Serpent

Код Serpent - программное средство, предназначенное для нейтроппо-физического расчёта активной зоны реактора, разработанное в Научно-техническом центре VTT (VTT Technical Research Centre of Finland) в Финляндии в 2004 году под рабочим названием "Вероятностная игра рассеяния" (англ. "Probabilistic Scattering Game") [75]. Код Serpent написан на стандартном языке ANSI-C1 и считывает данные о непрерывном взаимодействии по энергии из библиотек сечений формата АСЕ2 , основанных на преобразованных файлах оцененных ядерных данных ENDF (Evaluated Nuclear Data Files) [76]. Возможности текущей разработанной версии Serpent (версия 2.1.30) выходят далеко за рамки моделирования реактора, ее применение можно условно разделить на три категории [77]:

• традиционное применение в физике реакторов, расчеты критичности, исследования топливного цикла, моделирование исследовательских реакторов, валидация детерминированных транспортных кодов и т. д.;

термогидравлическим кодом CFD3 и кодами характеристик топлива;

ности дозы облучения, экранирования, исследований термоядерного синтеза и медицинской физики.

1.3. Принцип переноса нейтронов в Serpent

Метод Монте-Карло решает задачи переноса нейтронов с помощью моделирования "нейтронных историй" путем отслеживания прохождения каж-

1ANSI-C - это ревизия С Национальным институтом стандартов США языка программирования высокого уровня, разработанного в Bell Labs, который способен управлять компьютером на низком уровне, например на ассемблере.

2 АСЕ - это тип сжатого архива, который создается утилитой Win АСЕ. Он использует собственный алгоритм сжатия, который предлагает высокое качество сжатия.

3Вычислительная гидродинамика (англ. "Computational Fluid Dynamics") - это раздел механики жидкости, который использует численный анализ и структуры данных для анализа и решения проблем, связанных с потоками жидкости.

дого нейтрона через однородные области вещества и остановок на каждой границе материала. Расстояние до следующей точки столкновения выбирается случайным образом в соответствии с общей вероятностью взаимодействия в веществе. Эта вероятность экспоненциально распределена и зависит от макроскопического полного сечения. Расстояние до следующего места столкновения "Г определяется следующим образом:

i=- ) (in

ОВД, [Li>

где 7 - базовая случайная величина, равномерно распределенная от 0 до 1 и - суммарное макросечение.

Моделирование переноса нейтронов выполняется в Serpent более эффективно, чем другими традиционными методами, благодаря использованию различных и надежных способов. Следует отметить, что Serpent является полностью независимым проектом и не включает в себя никаких частей, взятых из исходного кода MCNP [75].

Основными особенностями кода Serpent являются следующие:

1. Использование объединённой сетки энергий для всех сечений реакций [78], что минимизирует количество трудоемких итераций поиска сетки для всех сечений. Этот подход имеет два основных преимущества. Во-первых, поиск сетки энергий, необходимой для интерполяции микроскопических сечений между двумя табличными значениями, выполняться только один раз, когда нейтрон переходит на новую энергию. Во-вторых, несколько макроскопических сечений по материалу можно рассчитать предварительно, что позволяет избежать суммирования составляющих нуклидов во время моделирования переноса нейтронов [62]. Основным недостатком подхода объединенной энергетической сетки заключается в том, что реконструкция добавляет избыточные точки данных в поперечных сечениях и ведет к увеличению общей потребности в оперативной памяти, хотя это не является серьезной проблемой для современных компьютеров, в которых объем памяти обычно не является ограничивающим фактором.

2. Возможность комбинировать дедьта-трекинг (англ. "woodcock delta tracking") [79] с трассировкой лучей (англ. "ray-tracing") [80] для тре-кинга нейтронов. В традиционном методе трассировки лучей расстояние столкновения должно корректироваться каждый раз, когда нейтрон входит в новую область с большей или меньшей вероятностью взаимодействия, поэтому каждый раз должно рассчитываться расстояние до ближайшей граничной поверхности, и только затем выбирается следующее место столкновения (рисунок. 1.1). Расчет расстояния требует много вычислительного времени, особенно если свободный пробег нейтрона считается длинным по сравнению с характерными геометрическими размерами.

Рис. 1.1. Метод традиционной трассировки лучей в Монте-Карло

моделировании [80].

Основная идея метода дельта-трекинга заключается в добавлении соответствующего виртуального сечения столкновения к общему сечению каждого материала, таким образом чтобы измененное общее сечение имело одинаковое значение во всех материалах. В результате общая вероятность взаимодействия в данном случае является суммой реальной и виртуальной вероятностей столкновения и она одинакова во всех материалах. Это исключает необходимость расчета длины свободного пробега каждый раз, когда нейтрон входит в новый материал, и в конечном счете, исключает необходимость вычислять расстояния до поверхности. Следовательно, направление полета ней-

material I

трона не играет никакой роли, и максимальное число свободных переменных уменьшается с шести до трех.

1.4. Процесс моделирования распространения и замедления нейтронов в Geant4 и Serpent

Замедление нейтронов представляет собой потерю их энергии вследствие нескольких столкновений с ядрами вещества.

Как известно, процесс замедления реализуется путем рассеивающих столкновений, которые можно разделить на упругие и неупругие реакции. Разница между ними заключается в том, что в упругих реакциях, полная кинетическая энергия реагирующих частиц сохраняется, а в неупругих реакциях - нет.

Замедление нейтронов с энергиями ниже 1 эВ, т.е. в тепловой области, называется термализацией, поскольку энергии нейтронов сравнимы с тепловой энергией рассеивающих ядер, которые больше невозможно рассматривать как находящиеся в состоянии покоя. Если рассеивающее ядро находится в движении, нейтроны могут набирать энергию за счет "рассеяния вверх" (англ. "up-scattering"), а также терять энергию при столкновениях. Следовательно, "рассеяние вверх", которое можно игнорировать в области замедления, теперь должно быть учтено [81].

В тепловой области Geant4 и Serpent используют две модели для тер-мализации нейтронов: "связанный атом" (англ. "bound-atom") и "свободный атом" (англ. "free atoms" или "free gas") [67,75].

В модели "связанного атома" используются данные закона теплового рассеяния [76]. В этой модели тепловое рассеяние может включать в себя движение атомов, а в модели "свободного атома" предполагается, что тепловое движение атомов является максвелловским.

Описание движения атома-мишени максвелловской моделью ("модель свободного атома") способно создать тепловой пик в спектре нейтронов. К сожалению, эта модель не способна четко воспроизвести наиболее важную реак-

цию рассеяния нейтронов от легких атомов (водород в воде и в полиэтилене, углерод в графите и т.д.). Причина в том, что энергия отдачи ядра-мишени сравнима с энергией молекулярного связывания атома, который нельзя рассматривать как свободную частицу, для этого Монте-Карло метод использует модель связанного атома вместо свободного атома, чтобы моделировать рассеяние тепловых нейтронов.

1.4.1. Описание физических процессов нейтронов в Сеапк4

В настоящих расчетах использовалась версия ОеипГ.4- 10.04.patch2. В ней взаимодействие нейтронов входит в адронные процессы (упругое рассеяние, неупругое рассеяние, радиационный захват и деление). Разработчики Сеа^4 предлагают для моделирования распространения нейтронов в веществе, следующие модели - С^)С8Р_В1С_НР, (^С8Р_ВЕ11Т_НР, С^)С8Р_В1С, С^)С8Р_ВЕ11Т, (¡¡)ВВС, и Ме^гоп_НР [82]. В таблице 1.1 перечислены все процессы нейтронов, включенные в этих моделях.

Таблица 1.1. Процессы, включенные в модели нейтронной физики в Сеа^4

для энергий ниже 20 МэВ [83]

Процесс Название модели

^НР (^ОБР^ВЕИТ (^ОБР^ВЮ дввс

Упругое рассеяние NeutronHPElastic ЬЕМсСШРБ (СЫрвМегйгоп-ЕквМсХБ) ЬЕМсСШРБ (СЫрвМегйгоп-ЕЬвМсХБ) ЬЕМсСШРБ ЕЬвМсХБ)

Неупругое рассеяние NeutronHPInelastic ВегМшСавсаёе ВшагуСавсаёе ВшагуСавсаёе

Радиационный захват №и1;гопНРСар1;иге пЫасЮарШге пЫасЮарШге пЫасЮарШге

Деление №и1топНРР188Юп - - -

Первоначально была подключена модель (,)08Р ВЮ НР. которая содержит все необходимые библиотеки описания физических процессов для первичных и вторичных частиц.

Перенос нейтронов в Geant4 управляется пакетом частиц "particlehp" (particle high precision). Данный пакет работает для нейтронов в области энергии ниже 20 МэВ.

Этот пакет использует библиотеки нейтронов G4NDL [84], основанные на оцененной библиотеке ядерных данных ENDF-6. Версия Geant4.10.4 содержит последнюю версию библиотек взаимодействия нейтронов с веществом G4NDL4.5, созданную программным пакетом NJOY из ENDF / B-VII и JENDL [85-87].

1.5. Результаты моделирования

1.5.1. Моделирование в случае моноэнергетического источника с энергией 2 МэВ

Для верификации перечисленных моделей Geant4 было промоделировано распространение нейтронов в разных средах - вода, воздух и бетон. Была задана сферическая геометрия с разными радиусами - 5 см, 10 см, 20 см и 40 см для водной и бетонной среды и 300 м, 500 м и 1000 м для воздушной среды. Радиусы были выбраны по следующим соображениям:

• с учетом условий дальнейшей работы, в которой планируется моделировать мониторинг разных типов источников нейтронов с помощью нейтронного детектора (оценка возможных расстояний при расположении детекторов в разных условиях);

•

тоне, и 1000 м в воздухе требует большой статистики (большого числа событий и, следовательно, времени моделирования), а в случае низких радиусов вещества не хватает для замедления быстрых нейтронов особенно в воздухе;

В таблице 1.2 перечислены заданные характеристики воды, воздуха и бетона

в Geant4 и Serpent. Был задан точечный изотропный моноэнергетический источник нейтронов в центре сферы с энергией нейтронов, равной 2 МэВ.

Таблица 1.2. Характеристики воды и воздуха в моделях Geant4 и Serpent

Среда Плотность (г/см3) Состав и используемые модели

■41 -в Вода (Н2О) 0.99823 2 атома Н (модель TSL ) и 1 атом О (модель free-gas)

s ев ф О Бетон 2.3 Н, С, О, Na, Mg, Al, Si, К, Ca, Fe (модель free-gas)

Воздух 1.205 ■ 10-3 G4-Air (модель free-gas)

С Ф а !ч Ф Вода (Н2О) 0.99823 2 atom H (lwtr lweT.OOt), 1 atom О (ENDF/B-VII)

Бетон 2.3 H, С, O, Na, Mg, Al, Si, K, Ca, Fe (ENDF/B-VII)

сп Воздух 1.205 ■ 10-3 C, N, O, Ar (ENDF/B-VII)

На рисунке 1.2 показана визуализация распространения 100 нейтронов в воде для используемых кодов.

Рис. 1.2. Визуализация распространения нейтронов в Serpent (а) и в Geant4 (б).

Поток нейтронов рассчитывается на поверхности каждой сферы. В обоих кодах после пересечения границы сферы нейтрон останавливался и уничтожался. В коде Serpent поток нейтронов автоматически вычисляется на

поверхности каждой сферы и выводится в выходной файл при использовании следующей команды (англ. "detector") [88,89]:

det ^^е > de < EGRID > ds < SURF >

(1.2)

В таблице 1.3 показано определение каждой части, используемой команды (1.2), предназначенной для расчета потока нейтронов в Serpent.

Таблица 1.3. Описание используемой команды расчета потока

нейтронов в Serpent

det синтаксис ввода команд для детектора

name название детектора

de детектор энергии биннинга (англ. "detector energy binning")

<EGRID> название сетки по энергии

<ds> детектор поверхностного тока или потока (англ. "Surfacecurrent/flux detector")

SURF название поверхности

<DIR> направление относительно нормали поверхности (-2 = поток, -1 = поток на входе, 1 = ток на выходе, 0 = полный ток)

В результате использования данной команды был получен интегральный поток с погрешностью для каждого бина4 энергии.

В Geant4 для получения потока нейтронов первоначально регистрировалась кинетическая энергия Е каждого нейтрона, который пересекает поверхность сферы. В программе нейтрон уничтожался командой "StopAndKill", а его энергия выводилась в файл. Затем эти данные обрабатывались с помощью программы, написанной на С++, в которой заполнялись и выводились в файлы распределения нейтронов по энергии. Разбиение по энергии было выбрано как и в Serpent (диапазон энергии от 10-9 до

4Бин (англ. "bin") это энергическая единица, ограниченная энергиями Еп и Еп+\, в данном случае бин

Еп

соответствует единице летаргического масштаба и, где и = ln

Е,

п+1

2 МэВ был разделен на 100 бинов в логарифмическом масштабе по переменой и = 1п(£макс/£), где Ямакс = 2 МэВ).

На рисунках 1.3, 1.4 и 1.5 слева показаны полученные спектры нейтронов в воде, в бетоне и в воздухе, соответственно, кривые приведены с соответствующими множителями, справа показано отклонение результатов расчета в Geant4 от расчетов в Serpent. Графики спектров отнормированны на число запущенных нейтронов - (dN/du) /N0l где ^о = 3.5 • 106 нейтронов.

Энергия нейтронов, МэВ Энергия нейтронов, МэВ

Рис. 1.3. Слева - сравнение рассчитанных в Geant4 и Serpent потоков нейтронов в воде, справа - отклонение результатов расчета в Geant4 от

расчетов в Serpent.

Моделирование в воде (см. рисунок 1.3) дает отклонение порядка 15% в области надтепловых и быстрых нейтронов (от 0.3 эВ до 1 МэВ) для радиусов 5, 10 и 20 см, и в примерно в два раза большее ( 40%) для радиуса 40 см. В области работы данного нейтронного детектора (энергия тепловых нейтронов ~ 0.0253 эВ) отклонение составляет порядка 5% для радиусов 10 и 20 см. С уменьшением энергии нейтронов (холодные и ультра холодные нейтронов) расхождение становится значительным.

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Бушама Лазхар, 2021 год

Литература

1. IAEA. IAEA Department of safeguards long-term R&D plan, 2012-2023. Technical Report STR-375, IAEA, Vienna, 2013.

2. IAEA. Neutron monitoring for radiological protection. Technical Report 252, IAEA, Vienna, 1985.

3. IAEA. Detection of radioactive materials at borders. Technical Report IAEA-TECDOC-1312, IAEA, WCO,EUROPOL and INTERPOL, Vienna, 2002.

4. R. Rachamin and U. Hampel. Feasibility assessment of using external neutron and gamma radiation measurements for monitoring the state of fuel assemblies in dry storage casks. Ann. Nucl. Energy, 135(106975), 2020.

5. K. Andersen et al. 10B multi-grid proportional gas counters for large area thermal neutron detectors. Nucl. Instrum. Methods Phys. A, 720:116-121, 2013.

6. B.M. van der Ende L. Li D. Godin and B. Sur. Stand-off nuclear reactor monitoring with neutron detectors for safeguards and non-proliferation applications. Nat Commun, 10(1959), 2019.

10

in RPM for the detection of special nuclear materials. Radiat. Meas., 107:5866, 2017.

8. B.M. van der Ende et al. Use of Geant4 vs. MCNPX for the characterization of a boron-lined neutron detector. Nucl. Instrum. Methods Phys. A, 820:4047, 2016.

9. В.M. van der Ende et al. Use of SRIM and garfield with Geant4 for the characterization of a hybrid lQB/ЗНе neutron detector. Nucl. Instrum. Methods Phys. A, 894:138-144, 2018.

10. M. Hashemi-Tilehnoee and F. Javidkia. Improving the Performance of the Power Monitoring Channel. InTech, 4th edition, 2012.

11. M. Alex an M.D. Ghodgaonkar. Development of an inconel self powered neutron detector for in-core reactor monitoring. Nucl. Instrum. Methods Phys. A, 574:127-132, 2007.

12. U.S. Nuclear Regulatory Commission. Westinghouse technology systems manual. https://www.nrc.gov/docs/ML1122/ML11223A263.pdf, 2020. Дата обращения 1.9.2020.

13. J.С. KROON and F.L. GLESIUS. Trends in instrument development for reactor in-core flux monitoring. IEEE transactions on nuclear science, NS-30NS-30(l):786-790, 1983.

14. J.S. Beaumont et al. High-intensity power-resolved radiation imaging of an operational nuclear reactor. Nat. Commun., 6(8592), 2015.

15. N.S. Bowden. Reactor monitoring and safeguards using antineutrino detectors. J. Phys. Conf. Ser., 136(022008), 2015.

16. IAEA. Final report: Focused workshop on antineutrino detection for safegards applications. Technical report, IAEA, Vienna, 2008.

17. N. Kume et al. Muon trackers for imaging a nuclear reactor. J. Instrum., 11(P09008), 2016.

18. H. Miyadera et al. Imaging Fukushima Daiichi reactors with muons. AIP Advances, 3(052133), 2013.

19. IAEA. Combating illicit trafficking in nuclear and other radioactive material. Technical Report 6, IAEA, Vienna, 2007.

20. R. Mustonen. Chapter 1 Potential Sources of Contamination in Inhabited Areas. Radioactivity in the Environment, 15, 2009.

21. I. Turai and K. Veress. Radiation accidents: Occurrence, types, consequences, medical management, and the lessons to be learned. CEJOEM, 7(1) :3—14, 2001.

22. IAEA. Establishing a system for control of nuclear material for nuclear security purposes at a facility during use, storage and movement. Technical Report 32-T, IAEA, Vienna, 2019.

23. P. Peerani and A. Tomanin. Surrogates of plutonium for detection equipment testing. Nucl. Instrum. Methods Phys. A, 654:613-620, 2011.

24. D. Slaughter et al. Detection of special nuclear material in cargo containers using neutron interrogation. Technical Report UCRL-ID-155315, Lawrence Livermore National Lab., CA (US), 2003.

25. G. Zentai. X-ray imaging for homeland security. Int. J. Signal Imaging Syst. Eng., 3(1): 1—б, 2008.

26. Nuclear world association. Naturally-occurring radioactive materials (NORM). https://www.world-nuclear.org/information-library/safety-and-security / radiation-and-health / naturally-occurring-radioactive-materials-norm.aspx, 2020. Дата обращения 1.9.2020.

27. S.A. Korff H.A. Bethe and G. Placzek. On the interpretation of neutron measurements in cosmic radiation. Phys. Rev., 57:573-587, 1940.

28. M. Bagshaw. Cosmic radiation in commercial aviation. Travel Med Infect Dis., 6:125-127, 2008.

29. M. Schron et al. Monitoring environmental water with ground albedo neutrons and correction for incoming cosmic rays with neutron monitor data. in: Proceedings of the 34th ICRC Conference, 2015.

30. M. Zreda et al. Measuring soil moisture content non-invasively at intermediate spatial scale using cosmic-ray neutrons. Geophys. Res. Lett., 35(L21402): 186-201, 2008.

31. B.M Kuzhevskij et al. Neutron field of the earth origin and dynamics. J. Korean Asso. Radial Prot., 26(3) :315-319, 2001.

32. B.B. Алексеенко et al. Связь вариаций потока тепловых нейтронов из земной коры с лунными периодами и сейсмической активностью. Физика Земля, (8):91-100, 2009.

33. I.P. Shestopalov and Е.Р. Kharin. Relationship between solar activity and global seismicity and neutrons of terrestrial origin. Russ. J. Earth. Sci., 14:ES1002, 2014.

34. F. Sacchetti. 3He-free neutron detectors and their applications. Eur. Phys. J. Plus, 130(53), 2015.

35. T. Persons and G. Aloise. Neutron detectors, alternatives to using helium-3. Technical Report GAO-11-753, United States Government Accountability Office, 2011.

3

Pacific Northwest National Laboratory, 2009.

37. R.T. Kouzes A.T. Lintereur and E.R. Siciliano. Progress in alternative neutron detection to address the helium-3 shortage. Nucl. Instrum. Methods Phys. A, 784:172-175, 2015.

38. K. Zeitelhack. Search for alternative techniques to helium-3 based detectors

for neutron scattering applications. Neutron News, 23(4): 10-13, 2012.

3

security applications. Nucl. Instrum. Methods Phys. A, 623:1035-1045, 2010.

3

security applications. Nucl. Instrum. Methods Phys. A, 696:110-120, 2012.

41. G.F. Knoll. Radiation detection and mesurement. Hoboken, NJ: John Willy. USA, 4th edition, 2010.

42. D.D. Djappuev et al. Compact multicomponent array for eas study, in: Proceedings of the 2fh ICRC Conference, pages 822-824, 2001.

43. Yu.V. Stenkin et al. Thermal neutrons in eas: a new method in eas study. in: Proceedings of the 3$h ICRC Conference, 2007.

44. M. Sidorov and O. Ivanov. Nuclear Track Detectors: Design, Methods and Applications. 2009 Nova Science Publishers, Inc., 2010.

45. Yu.V. Stenkin. Исследование нейтронной компоненты широких атмосферных ливней как новый метод изучения космических лучей сверхвысоких энергий. Кандидатская диссертация, ИЯИ РАН, 2010.

46. V.V. Alekseenko et al. Correlation of variations in the thermal neutron flux from the earth's crust with the moon's phases and with seismic activity. Izv-Phys. Solid Eart., 45(8):709-718, 2009.

47. Yu.V. Stenkin et al. Study of neutron bursts with baksan array, in: Proceedings of the 2fh ICRC Conference, pages 1449-1452, 2001.

48. V.V. Alekseenko et al. Registration of forbush decrease 2012/03/08 with a global net of the thermal neutron scintillation endetectors. J. Phys. Conf. Ser., 409:012190, 2013.

49. Д.М. Громушкин и др. Регистрация потока тепловых нейтронов вблизи поверхности Земли. Изв. РАН. Сер. Физ., 73(3):426-428, 2009.

50. D.M. Gromushkin et al. Мониторинг потока тепловых нейтронов, с использованием детекторов нового типа. III Всероссийская молодежная школа-семинар с международным участием, 37(11):24-28, 2009.

51. Д.М. Громушкин и др. Установка нового типа для регистрации ШАЛ: первые результаты. Изв. РАН. Сер. Физ., 77(5):704-706, 2013.

52. D.M. Gromushkin et al. The array for eas neutron component detection. J. Instrum., 9(8) :C08028-C08028, 2014.

53. D.M. Gromushkin et al. Спектр энерговыделений электромагнитной компоненты шал в установке ПРИЗМА-32. Изв. РАН. Сер. Физ.7 79(3):414—416, 2015.

54. М.В. Amelchakov et al. Large scintillator en-detector with natural boron for eas study. PoS, ICRC2015:651, 2015.

55. Yu.V. Stenkin et al. Air shower thermal neutron detection at different altitudes, in: Proceedings of the 3$h ICRC Conference, 81:1568, 2013.

56. R.T. Kouzes and J.H. Ely. Lithium and zinc sulfide coated plastic neutron detector test. Technical Report PNNL-19566, Pacific Northwest National Laboratory, 2010.

57. M. Dallimore C. Giles D. Ramsden and G. S. Dermody. The development of a scalable He-3 free neutron detection technology and its potential use in nuclear security and physical protection applications, in: Proceedings of the 52nd IN MM Annual Meeting, 2011.

58. A. Vacheret et al. Performance of a prototype large area neutron detector based on 6LiF:Zns(Ag) with mppc read-out. IEEE nuclear science symposium conference, pages 1-4, 2013.

59. J. Allison et al. Geant4 developments and applications. IEEE transactions on nuclear science, 53(l):270-278, 2006.

60. G. Battistoni et al. Overview of the FLUKA code. Ann. Nucl. Energy, 82:10-18, 2015.

61. J.F. Briesmeister. MCNP A General Monte Carlo N Particle Transport Code. Los Alamos National Laboratory, 2000.

62. J. Leppanen et al. The Serpent Monte Carlo code: status, development and applications in 2013. Ann. Nucl. Energy, 82:142-150, 2015.

63. N. Colonna and S. Altieri. Simulations of neutron transport at low energy a comparison between Geant and MCNP. Health Phys., 82(6):840-846, 2002.

64. R. Lemrani et al. Low-energy neutron propagation in MCNPX and Geant4. Nucl. lustrum,. Methods Phys. A, (506):454-459, 2006.

65. Y.S. Yeh et al. Simulating neutron propagations with FLUKA, Geant4 and MCNP. IEEE nuclear science symposium conference record, (506):454-459, 2007.

66. A.A. Hecht R.E. Blakeley W.J. Martin and E. Leonard. Comparison of Geant4 and MCNP6 for use in delayed fission radiation simulation. Ann. Nucl. Energy, 69:134-138, 2014.

67. H.N. Tran et al. Comparison of the thermal neutron scattering treatment in MCNP6 and Geant4 codes. Nucl. Instrum. Methods Phys. A, 893:84-94, 2018.

68. A. Rykhlevskii A. Lindsay and K. Huff. Full-core analysis of thorium-fueled molten salt breeder reactor using the Serpent2 Monte Carlo code. ANS, 117:1343-1346, 2017.

69. S.D. Monk et al. A comparison of MCNP6-1.0 and Geant4-10.1 when evaluating the neutron output of a complex real world nuclear environment: The thermal neutron facility at the tri universities meson facility. Nucl. Instrum. Methods Phys. B, 399:48-61, 2017.

70. Gh. Forozani and E. Ebrahimi. Simulation of low energy neutron shielding by Geant4 and MCNP4C codes. Br. J. Appl. Sci. Technol., 14(4)(BJAST. 19827): 1-5, 2016.

71. J.O. Johnson and T.A. Gabriel. Development and evaluation of a monte carlo code system for analysis of ionization chamber responses. Oak Ridge, TN: ORNL, (ORNL/TM-10196):108, 1987.

72. S. Agostinelli et al. Geaiif.4 a simulation toolkit. Nucl. Instrum. Methods Phys. A, 506(3):250-303, 2003.

73. J. Allison et al. Recent developments in Geant4. Nucl. Instrum. Methods Phys. A, 835:186-225, 2016.

74. Geant4 Collaboration. Geant4 a simulation toolkit. https://geant4.web.cern.ch/, 2020. Дата обращения 1.9.2020.

75. J. Leppanen. Development of a new monte carlo reactor physics code. D.Sc. Thesis. PhD thesis, Helsinki University of Technology, 2007.

76. M. Herman et al. ENDF-6 Formats Manual: Data Formats and Procedures for the Evaluated Nuclear Data File ENDF/B-VI and ENDF/B-VII. Brookhaven National Laboratory, 2009.

77. VTT Technical Research Centre of Finland. Oficial site Serpent. http://montecarlo.vtt.fi, 2020. Дата обращения 1.9.2020.

78. J. Leppanen. Two practical methods for unionized energy grid construction in continuous-energy Monte Carlo neutron transport calculation. Ann. Nucl. Energy, 36:878-885, 2009.

79. J. Leppanen. Performance of woodcock delta-tracking in lattice physics applications using the Serpent Monte Carlo reactor physics burnup calculation code. Ann. Nucl. Energy, 37:715-722, 2010.

80. Q. Guo and Z. Chen. Multi-regional delta-tracking method for neutron transport tracking in Monte Carlo criticality calculation. Sustainability, 10(2272), 2018.

81. G.I. Bell and S. Glasstone. Nuclear Reactor Theory. Van Nostrand Reinhold Company, 1970.

82. Geant4 Collaboration. СелтЦ Collaboration. Guide For Physics Lists, Release 10.4■ Geant4 Collaboration, 2017.

83. R.M. Ribeiro an D. Souza-Santos. Comparison of the neutron ambient dose equivalent and ambient absorbed dose calculations with different Geant4 physics lists. Radiat. Phys. Chem., 139:179-183, 2017.

84. Geant4 Collaboration. Geant^ Collaboration. Physics Reference Manual. Release 10.4■ Geant4 Collaboration, 2017.

85. E. Mendoza D. Cano-Ott T. Koi and C. Guerrero. New standard evaluated neutron cross section libraries for the Geant4 code and first verification. IEEE transactions on nuclear science, 61:2357-2364, 2014.

86. R. Macfarlane D.W. Muir R.M. Boicourt A.C. Kahler and J.L. Conlin. The NJOY nuclear data processing system, version 2016. Technical Report LA-UR-17-20093 TRN: US1701456, Los Alamos National Laboratory, 2017.

87. K. Shibata et al. JENDL-4.0: A new library for nuclear science and engineering. J. Nucl. Sci. Technol., 48(1): 1-30, 2011.

88. J. Leppanen. User's Manual. Serpent - a Continuous-energy Monte Carlo reactor physics bwrnup calculation code. VTT technical research centre of Finland, 2015.

89. VTT Technical Research Centre of Finland. Online user manual for Serpent 2. http://serpent.vtt.fi/mediawiki/index.php, 2020. Дата обращения 1.9.2020.

90. M.T. Pazianotto et al. Determination of the cosmic-ray-induced neutron flux and ambient dose equivalent at flight altitude. J. Phys. Conf. Ser., 630:012022, 2015.

91. N. MacFadden S. Peggs and C. Gulliford. Development and validation of a Geant4 radiation shielding simulation framework. Technical Report BNL-211700-2019-TECH, Brookhaven National Laboratory, 2018.

92. S. Lee et al. Neutron beam characterization and neutron yield for 9Be(p, n)9B of accelerator-based boron neutron capture therapy using MCNP6, PHITS, and Geant4. in: Proceedings of the KNS Spring Meeting, 2019.

93. O.S. Deiev. Geant4 simulation of neutron transport and scattering in media. Probl. ATOM. Sci. Tech., (3-85/60):236-241, 2013.

94. S.C. Lee С. Bungau and R. Cywinski. Geant4 simulations of proton-induced spallation for applications in ADSR systems, in: Proceedings of IPA Conference, (7):1943-1945, 2016.

95. E. Dietz-Laursonn. Detailed Studies of Light transport in Optical Components of Particle Detectors. D.Sc. thesis. PhD thesis, Aachen, Tech. Hochsch, 2016.

96. D.M. Gromushkin et al. Novel method for detecting the hadronic component of extensive air showers. Phys. Atom. Nucl., 78(3):349-352, 2015.

97. Ekran optical systems. ФЭУ-200. http://ekran-os.ru/, 2020. Дата обращения 1.9.2020.

98. Д.М. Громушкин. Установка для регистрации нейтронной компоненты ШАЛ. Кандидатская диссертация, НИЯУ МИФИ, 2014.

99. IAEA. Nuclear data service, https://www-nds.iaea.org, 2020. Дата обращения 1.9.2020.

100. W. Е van Eijk Carel. Inorganic scintillators for thermal neutron detection. Radiat. Meas., 38:337-342, 2004.

101. ZnS(Ag) zinc sulfide, scintillation material. Technical report, Saint-Gobain Ceramics and Plastics Materials Inc, 2002.

102. Eljen technology. ZnS:Ag phosphor powder EJ-600. https://eljentechnology.com/23-products/zinc-sulfide-coated, 2020. Дата обращения 1.9.2020.

103. J.В. Birks. The Theory and Practice of Scintillation Counting, volume 684. 1964.

104. Geant4 Collaboration. Book For Application Developers. Release 10.4-Geant4 Collaboration, 2017.

105. C.C. Хохлов. Каскадные ливни в черенковом водном детекторе. Кандидатская диссертация, НИЯУ МИФИ, 2013.

106. A.S. Smith and P.R. Fields. Spontaneous fission neutron spectrum of CI252. Phys. Rev., 108(2):411—413, 1957.

107. I.I. Gnezdilov et al. Optimization of the neutron detector design based on the 6LiF/Zns(Ag) scintillation screens for the GAMMA-400 space observatory. Phys. Procedia, 74:199-205, 2015.

108. IAEA. IAEA Incident and trafficking database (ITDB), fact sheet. Technical report, IAEA, 2019.

109. IAEA. Radiation accidents: terminology, scope of problem and statistics, https: / / www.slideserve.com/Pat_Xavi / radiation-accidents-terminology-scope-of-problem-and-statistics, 2020. Дата обращения 1.9.2020.

110. IAEA. Neutron generators for analytical purposes. Technical Report 1, IAEA, Vienna, 2012.

111. W.H. Kim et al. Development of nuclear analytical technology. Technical Report 1, Korea Atomic Energy Research Institute, 2004.

112. X-5 Monte Carlo Team. MCNP - A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 5. Los Alamos National Laboratory, 2008.

113. Geant4 forum (post from Zach Hartwig). 241Am-Be neutron spectrum, https:/ hyperiiews.slac.staiifbrd.edu Hyper.Xews geant.4 get Al'X 2015 01 18 11 54319-AmBeNeutronVertex.gps, 2020. Дата обращения 1.9.2020.

114. J.L. Vujic. Monte Carlo sampling methods. Technical report, Nuclear Engineering Department, University of California, 2008.

115. J.P. Lestone. Watt parameters for the Los Alamos model: Subroutine getab. Technical Report LA-UR-07-6090, Los Alamos National Laboratory, 2014.

116. E.J. Marsden. Large area thermal neutron detectors for security applications. Ph.D. thesis. PhD thesis, University of Sheffield, 2012.

117. PNNL. Pacific northwest national laboratory, https://www.pnnl.gov/, 2020. Дата обращения 1.9.2020.

118. P. Chard (Ed.). A good practice guide for the use of modelling codes in non destructive analysis of nuclear materials. ESARDA Bulletin, 42:26-69, 2009.

119. American national standard for evaluation and performance of radiation detection portal monitors for use in homeland security. IEEE national committee on radiation instrumentation, 2016.

120. H.R. Vega-Carrillo et al. Neutron room return effect. Revista mexicana de fisica, 54, 2008.

121. M. Florek et al. Natural neutron fluence rate and the equivalent dose in localities with different elevation and latitude. Radiat. Prot. Dosim., 67(3):187-192, 1996.

122. B.M Kuzhevskij et al. Neutron flux variations near the earth's crust, a possible tectonic activity detection. Nat. Hazard Earth Sys., 3:637-645, 2003.

123. M. Andreasen et al. Status and perspectives on the cosmic-ray neutron method for soil moisture estimation and other environmental science applications. Vadose Zone Journal, 16(8), 2017.

124. J.L. Autran et al. Soft-errors induced by terrestrial neutrons and natural alpha-particle emitters in advanced memory circuits at ground level. Microelectron. Reliab., 50:1822-1831, 2010.

125. W.N. Hess H.W. Patterson and R. Wallace. Cosmic-ray neutron energy spectrum. Phys. Rev., 116(2):445 457. 1996.

126. M. Kole Mark Pearce and M.M. Salinas. A model of the cosmic ray induced atmospheric neutron environment. Astropart. Phys., 62:230-240, 2015.

127. M.S. Gordon et al. Measurement of the flux and energy spectrum of cosmic-ray induced neutrons on the ground. IEEE transactions on nuclear science, 61(6):3427-3434, 2004.

128. L.I. Dorman. Cosmic Rays in the Earth's Atmosphere and Underground Springer, 1st edition, 2004.

129. N.N. Volodichev and B.M. Kuzhevskii. Gravitational interaction of celestial bodies and neutron flux bursts from their surfaces. Cosmic Research, 41(2):123—127, 2003.

130. N.N. Volodichev O.Yu. Nechaev and E.A. Sigaeva. Thermal neutrons from the earth's surface during the upper and lower transits of the moon and the sun on new moon and full moon daysgravitational interaction of celestial bodies and neutron flux bursts from their surfaces. Moscow University Physics Bulletin, 68(3):263-265, 2013.

131. G. Hubert M.T. Pazianotto and C.A. Federico. Modeling of ground albedo neutrons to investigate seasonal cosmic ray-induced neutron variations measured at high-altitude stations. J. Geophys. Res-Space, 121(12):186—201, 2016.

132. P.K.F. Grieder. Cosmic Rays at Earth: Researcher's Reference Manual and Data Book. Elsevier, 1st edition, 2001.

133. B.M Kuzhevskij et al. Distribution of neutrons near the earth's surface. Nat. Hazard Earth Sys., pages 255-262, 2003.

134. E. Eroshenko et al. Relationships between cosmic ray neutron flux and rain flows, in: Proceedings of the 21st ECRS Conference, September 2008.

135. A.L. Hutcheson et al. Effects of rain and soil moisture on background neutron measurements with the supermisti neutron array. Radiat. Meas., 99:50-59, 2017.

136. O. Borla. The phenomenon of neutron emissions from earthquakes, in: Proceedings of the ECF Conference, 2012.

137. D. Heck J. Knapp J.N. Capdevielle G. Schatz and T. Thouw. CORSIKA: a Monte Carlo code to simulate extensive air showers. Forschungszentrum Karlsruhe GmbH, Karlsruhe (Germany), 90, 1998.

138. A.A. Kovylyaeva et al. Calculations of temperature and barometric effects for cosmic ray flux on the earth surface using the CORSIKA code. J. Phys. Conf. Ser., 409, 2013.

139. Компания (ООО) "Расписание Погоды". Архив погоды, https://rp5.ru/, 2020. Дата обращения 1.9.2020.

140. Н.С. Барбашина. Методика исследования форбуш-эффектов в потоке мюонов космических лучей, регистрируемых в годоскопическом режиме. Кандидатская диссертация, НИЯУ МИФИ, 2013.

141. A. Raghav et al. Forbush decrease: A new perspective with classification. Solar Phys., 292(99), 2017.