Нейтронное трансмутационное легирование кремния в бассейновом исследовательском ядерном реакторе тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 01.04.07, кандидат наук Варлачев, Валерий Александрович

• Варлачев, Валерий Александрович
• кандидат наук
• 2015

Оглавление диссертации кандидат наук Варлачев, Валерий Александрович

Содержание

Введение 6 Глава 1. Бассейновый исследовательский ядерный реактор ИРТ-Т

1.1. Основные технические характеристики ИРТ-Т 14 1.1.1 .Экспериментальное оборудование и устройства

1.2. Нейтронно-физические параметры исследовательского ядерного реактора ИРТ-Т

1.2.1. Детекторы нейтронов

1.3. Метрологический центр ИРТ-Т

1.3.1. Образцовые средства измерения

1.3.2. Определение характеристик полей тепловых и

надтепловых нейтронов

1.3.3. Образцовый источник нейтронов ОИ-Р-12 на исследовательском ядерном реакторе ИРТ-Т

1.4. Исследование энергетического спектра у-квантов, возникающих

при делении ядер урана-235 под действием нейтронов

1.4.1. Исследование энергетического спектра у-квантов, возникающих при делении ядер урана-235 под действием нейтронов в активной зоне ИРТ-Т 43_

1.4.2. Экспериментальная установка

1.4.3. Результаты эксперимента 48 Глава 2. Технология нейтронного трансмутационного 55 легирования кремния

2.1. Устройства и способы НТЛ кремния фосфором в ядерных

реакторах

2.1.1. Параметры процесса облучения, определяющие характеристики НТЛ кремния

2.1.2. Аксиальная однородность легирования

2.1.3. Радиальная однородность легирования

2.1.4. Точность легирования

2.1.5. Источники радиационных нарушений при облучении

кремния на ядерном реакторе

2.1.6. Вопросы проектирования установок НТЛ кремния

фосфором на ядерных реакторах

2.2. Нейтронное трансмутационное легирование кремния

2.2.1. Требования к интегральному потоку (флюенсу) нейтронов

2.2.2. Требования к распределению потока тепловых нейтронов

в зоне облучения

2.3. Критерии формирования нейтронного поля при вращении контейнера

2.4. Дискретное вращение контейнера во время облучения

2.5. Аксиальная равномерность облучения

2.6. Квазистационарный режим облучения

2.7. Аксиальная неравномерность облучения при скачке нейтронного

поля

2.8. Радиальная неравномерность облучения при скачке нейтронного

поля

2.9. Повышение эффективности использования нейтронов при равномерном облучении образцов большой протяженности 106 Глава 3. Формирование зоны облучения для нейтронного трансмутационного легирования кремния в бассейновом ИЯР

3.1. Создания зоны облучения

3.1.1. Пространственное распределение поля тепловых

нейтронов в отражателе

3.1.2. Оценка жесткости спектра нейтронов и абсолютного значения плотности потока тепловых нейтронов для различных вариантов зоны облучения

3.2. Расчет поля тепловых нейтронов в тепловой сборке

3.3. Система мониторирования поля тепловых нейтронов в зоне облучения

3.3.1. Определение количества датчиков и их расположения по зоне облучения

Глава 4. Создание технологии нейтронного трансмутационного легирования кремния в бассейновом ИЯР ИРТ-Т

4.1. Исследование спектральных характеристик нейтронного поля в

зоне облучения

4.2. Экспериментальное исследование спектральных характеристик нейтронного поля зоны облучения в ГЭК-4

4.3. Производительность комплекса и жесткость спектра в зоне облучения

4.4. Оценка стабильности поля тепловых нейтронов в зоне облучения

4.5. Повышение производительности технологии легирования кремния

4.5.1. Измерение нейтронно-физических характеристик ГЭК-4

4.5.2. Установка для HTJI кремния на ГЭК-4 реактора ИРТ-Т

4.6. Расчет параметров технологии HTJ1 кремния

4.7. Высокоомный HTJI кремний

4.7.1. Зависимость флюенса тепловых нейтронов от исходного и конечного удельных сопротивлений

4.7.2. Требования к удельным сопротивлениям на торцах исходного кремния 197 Глава 5. Использование простых полупроводников в качестве детекторов быстрых и тепловых нейтронов

5.1. Стандартные методы определения флюенса быстрых нейтронов в

ИЯР

5.2. Влияние флюенса быстрых нейтронов на удельную

электрическую проводимость простых полупроводников

5.2.1. Полупроводники р-типа проводимости

5.2.2. Полупроводники п-типа проводимости

5.3. Детекторы быстрых нейтронов на основе

монокристаллического кремния

5.4. Детекторы тепловых нейтронов на основе

монокристаллического кремния

5.5. Кремниевые детекторы для измерения абсолютных значений плотности потока тепловых нейтронов 216 Глава 6. Оптимизация условий облучения при создании радиационных технологий на ИРТ-Т

6.1. Модификация оптических свойств природных кристаллов

6.1.1. Наведенная радиоактивность

6.1.2. Энерговыделение в объеме контейнера

6.1.3. Расчет спектральных характеристик нейтронного поля в экспериментальном канале

6.2. Выведенный пучок нейтронов для нейтронозахватной терапии на реакторе ИРТ-Т

6.2.1. Нейтронозахватная терапия

6.2.2. Внутренняя тепловая сборка

6.2.3. Коллимирование выведенного пучка нейтронов

6.3. Оптимизация условий облучения при генерировании 99Мо по

реакции радиационного захвата

ОЙ

6.3.1. Оптимизация зоны облучения Мо

6.3.2. Экспериментальная часть. Результаты и обсуждение 243 Основные результаты и выводы 246 Список цитированной литературы 249 ПРИЛОЖЕНИЕ 1 269 ПРИЛОЖЕНИЕ 2 291 ПРИЛОЖЕНИЕ 3 293 ПРИЛОЖЕНИЕ 4

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Нейтронное трансмутационное легирование кремния в бассейновом исследовательском ядерном реакторе»

Введение

Актуальность темы

Исследовательские ядерные реакторы (ИЯР) как инструмент для радиационной обработки материалов обладают большим потенциалом. В настоящее время накоплен опыт их успешного применения во многих технологиях модификации твёрдых тел: при получении материалов с заданными свойствами, в производстве радиофармпрепаратов для диагностики и лечения различных заболеваний, для нейтронно-активационного анализа веществ и т.д. Но дальнейшее развитие этих радиационных технологий требует масштабных научно-исследовательских работ.

Многие ИЯР, в частности бассейновые, характеризуются небольшими размерами активной зоны и большим градиентом величины плотности потока нейтронов, например, аппараты типа ИРТ. Поэтому для них актуальной является задача определения условий равномерного облучения образцов больших размеров с малой пространственной неоднородностью [1]. Её решение особенно важно для реализации технологий нейтронного трансмутационного легирования (НТЛ) слитков кремния. Этот материал является принципиально важным для силовой электроники. Проблема обеспечения электротехнической промышленности страны современными полупроводниковыми материалами и выход на мировой рынок привели к необходимости повысить качество легированного кремния, увеличить объёмы его производства. Причём наибольший интерес проявляется к слиткам кремния, имеющим диаметр более 10 см, которые позволяют коммутировать большие мощности.

Отсутствие в России специализированных реакторов, на которых реализована такая технология, потребовало приспособить для этих целей действующие исследовательские аппараты.

Исследования, проведенные в рамках диссертации, посвящены актуальной проблеме, связанной с разработкой радиационных технологий

получения веществ с заданными свойствами, легко адаптируемых к использованию в других ИЯР бассейнового типа.

Цель работы состоит в разработке и практической реализации научно обоснованных технических решений по расширению возможностей бассейновых ИЯР в области создания технологий НТЛ слитков кремния большого диаметра и получения других кристаллических материалов с заданными свойствами.

Для достижения поставленной цели в рамках настоящей работы необходимо решить следующие теоретические и практические задачи:

• измерить нейтронно-физических характеристики экспериментальных каналов исследовательского ядерного реактора ИРТ-Т;

• исследовать энергетический спектр ^квантов, возникающий при делении ядер урана-235 под действием нейтронов в активной зоне ИЯР типа ИРТ-Т;

• определить условия равномерного пространственного облучения образцов больших размеров, соизмеримых с размером активной зоны, в нестационарных и неравномерных нейтронных полях;

• разработать и создать технологию НТЛ слитков кремния больших размеров (диаметром более 10 см и длиной до 70см) в горизонтальном канале реактора ИРТ-Т;

• исследовать влияние нейтронного излучения ядерного реактора на электрофизические параметры монокристаллов кремния;

• разработать на основе монокристаллического кремния метод и детекторы измерения нейтронного излучения.

Работа выполнялась в период с 1985 г. по 2013 г. в рамках программы по решению научно-технической проблемы 0.9.11 и целевой научно-технической программы О.Ц.023 (Постановление ЦК КПСС и Совмина СССР № 412 от 30.04.1981 г. и Распоряжение Совмина СССР № 174-рс от 29.01.1982 г,), а также научных программ государственного комитета по делам науки, высшей школы и технической политики и программы Минвуза РФ «Научные

исследования высшей школы по приоритетным направлениям науки и техники», на основе хоздоговорных работ с Всесоюзным электротехническим институтом им. В.И. Ленина, Государственным научно-исследовательским и проектным институтом редкометаллической промышленности, Запорожским титаномагниевым комбинатом, Подольским химико-металлургическим заводом и зарубежных контрактов с фирмами «Wacker» (Германия), Topsil (Дания), «GT semiconductor materials со., ltd» (Китай) и «Ceiec Tianjin international trading со., ltd» (Китай).

Научная новизна работы состоит в том, что в ней впервые:

• доказана принципиальная возможность успешного легирования слитков кремния большого размера в бассейновых ИЯР типа ИРТ-Т;

• создана математическая модель облучения протяженных образцов со сканированием в неоднородных нейтронных полях бассейновых ИЯР;

• исследован энергетический спектр у-квантов в активной зоне ядерного реактора ИРТ-Т возникающих при вынужденном делении ядер 235U нейтронами, в том числе в диапазоне энергий £>,=12-^36 МэВ.

• получена и экспериментально подтверждена аналитическая зависимость удельной электрической проводимости монокристаллического кремния от флюенса нейтронов;

• разработан метод детектирования плотности потока тепловых нейтронов монокристаллами кремния.

Научная и практическая значимость полученных результатов

Созданная технология НТЛ слитков кремния больших размеров доказывает возможность использования для этих целей реакторов с малыми размерами активных зон, в том числе бассейновых, что имеет большое значение в виду дефицита облучательных мощностей.

Определены условия квазистационарности нейтронного поля для однородного пространственного легирования слитков кремния в переменных во времени нейтронных полях.

Внедрен в технологию НТЛ двухконтейнерная схема, при которой в два раза повышается производительность легирования.

Предложен и реализован метод эффективного НТЛ кремния до величины удельного электрического сопротивления 10-40 кОмсм для получения фотоприемников инфракрасного излучения. Все эти разработки могут быть использованы для создания технологии НТЛ кремния на ИЯР с малыми размерами активной зоны.

Впервые исследован в активной зоне ядерного реактора ИРТ-Т спектр у-

235

квантов, возникающих при вынужденном делении ядер и нейтронами, в том числе в диапазоне энергий £у=12-К36 МэВ.

Предложены детекторы сопровождения на основе монокристаллического кремния, позволяющие в процессе облучения контролировать флюенс быстрых и/или тепловых нейтронов.

Впервые на бассейновом ИЯР типа ИРТ-Т реализована технология НТЛ слитков кремния диаметром до 13 см и длиной до 70 см.

Попутно создано технологическое оборудование для радиационного окрашивания природных топазов.

Технологии, методики и экспериментальные устройства, разработанные в процессе выполнения диссертации, успешно внедрены на ИЯР ИРТ-Т ТПУ .и постоянно используются для выполнения заказов отечественных и зарубежных организаций.

Научные положения, вынесенные на защиту

1. Разработана технология нейтронно-трансмутационного легирования слитков кремния большого размера в ядерном реакторе бассейнового типа.

2. Исследования спектр у-квантов активной зоны реактора ИРТ-Т в широком диапазоне энергий. Показано, что они определяют величину радиационного разогрева. Создана система охлаждения, которая обеспечивает заданную температуру их облучения кремниевых слитков.

3. Создана математическая модель процесса облучения образцов большого размера со сканированием относительно неоднородного нейтронного

поля. Показана ее корректность и целесообразность применения для оптимизации условий легирования.

4. Монокристаллы кремния являются эффективной средой для детектирования нейтронного излучения. На их основе разработан метод определения плотности потока тепловых нейтронов.

5. Разработан комплекс автоматизированного технологического оборудования для радиационного легирования кремния и облучения других материалов. Он внедрен в эксплуатацию на реакторе ИРТ-Т и показал высокую производственную эффективность.

Апробация работы и публикации

Основные результаты, полученные автором, опубликованы в виде 46 печатных работ, в том числе 25 статей в журналах, рекомендованных ВАК для публикации материалов докторских диссертаций, и семи патентов Российской Федерации. Материалы, изложенные в диссертации, докладывались и обсуждались на следующих научных совещаниях и конференциях:

XV Всесоюзном совещании по использованию исследовательских ядерных реакторов. Обнинск, 30 мая-3 июня, 1988; V Всесоюзном совещании по метрологии нейтронного излучения на реакторах и ускорителях. Москва, 1990; In Silicon 94, IV Scientific and Business Conference, Roznov pod Radhostem 8th-11th November 1994, , In Silicon 96, 5th Scientific and Business Conference, Roznov pod Radhostem Vth-8th November 1996; Международной научно-технической конференция «Исследовательские реакторы: наука и высокие технологии». Димитровград, 25-29 июня 2001; IV Международной конференции «Ядерная и радиационная физика», г. Алматы, Казахстан, 15-17 сентября 2003; II Международной научно-практической конференция «Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности (производство, наука, образование)» г. Томск,2004; III Международной научно-практической конференция «Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности (производство, наука, образование)", г. Томск, 2005; V Международной конференции «Ядерная и радиационная физика», г. Алматы,

26-29 сентября 2005; 56-ой Международной конференции «ЯДРО-2006» по проблемам ядерной спектроскопии и структуре ядра, г. Саров, Нижегородской обл., Россия, 4-8 сентября 2006; Международной научно-технической конференция «Исследовательские реакторы в XXI веке», Москва, 20-23 июня, 2006; 57 Международной конференции «ЯДРО-2008» по проблемам ядерной спектроскопии и структуре ядра, г. Москва, 23-27 июня 2008; V Международной научно-практической конференция «Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности» Томск, 2010; У1П Международной конференции «Ядерная и радиационная физика», г. Алматы, , 20-23 сентября 2011; IX Международной конференции «Взаимодействие излучения с твердым телом», Минск, Беларусь. 20-22 сентября 2011; (XIII, XIV, XV Всесоюзных координационных совещаниях по развитию науки с использованием ИЯР; XIV Всесоюзном совещании по метрологии нейтронного излучения на ускорителях и ядерных реакторах; IV и V Всесоюзных семинарах по проблемам ядерного легирования полупроводников.).

Вклад автора. Основные исследования, результаты которых представлены в диссертации, выполнены по инициативе и под руководством автора. Личный вклад его включает формулировку цели и задач исследования, выбор путей их решения, разработку методов исследования, оригинальных-технических решений и установок, обработку экспериментальных результатов, Все статьи по теме диссертации написаны автором после обсуждения результатов с соавторами работ. Радиационные технологии и оборудование, описанные в диссертации, созданы под его руководством.

Структура и объем диссертационной работы. Диссертация состоит из введения, шести глав, заключения и приложений. Она изложена на 268 страницах, содержит 77 рисунков, 12 таблиц и список цитируемой литературы из 204 наименований.

Автор выражает глубокую благодарность научному консультанту профессору Кривобокову В.П. за помощь в работе и полезное обсуждение ее результатов.

Глава 1. Бассейновый исследовательский ядерный реактор ИРТ-Т

Решение научно-технических задач по созданию современной техники, развитию отраслей промышленности, требующих принципиально новых методов оперативного контроля технологических процессов, получению веществ и материалов с заданными свойствами на основе радиационных технологий в значительной мере продолжают стимулировать развитие научно-исследовательских работ на ИЯР.

Эти реакторы являются мощными источниками нейтронов. Они используются для проведения исследований в различных областях науки и техники, в том числе при решении большого разнообразия задач радиационной модификации материалов, создания радиофармпрепаратов для диагностики и лечения различных заболеваний, методик нейтронно-активационного анализа и др. Для реализации этих технологий требуется создание нейтронных полей с заданными энергетическими характеристиками. Поэтому при оптимизации условий облучения крайне важно не только иметь экспериментальные устройства с различными спектрами нейтронов, но и знать эти спектры и преобразовывать их.

В настоящее время происходит вывод из эксплуатации аппаратов, построенных в 40-50 г.г. прошлого века, и одновременно растет потребность в продукции радиационных технологий, особенно материалах с заданными свойствами, производимых на этих реакторах. Поэтому разработка и создание радиационных технологий получения таких материалов на действующих реакторах приобретает все большую актуальность.

Как отмечалось выше, основными характеристиками ИЯР, определяющими круг радиационных технологий, которые могут быть на нем реализованы, являются его нейтронно-физические параметры.

Поэтому для определения места томского исследовательского реактора типового (ИРТ-Т) среди действующих ИЯР и выбора возможной сферы его использования необходимо в первую очередь исследовать эти параметры.

Сравнивая полученные результаты с известными характеристиками других ИЯР, можно определить круг радиационных технологий для реализации на ИРТ-Т. Основные нейтронно-физические характеристики действующих российских и зарубежных ИЯР, а также существующих на них радиационных технологий, приведены в Приложение 1 таблицы 1-3.

Целью исследований, отражаемых в этой главе, является изучение ядерно-физических характеристик нейтронных полей в экспериментальных каналах ИРТ-Т и определение сферы использования этого реактора для решения прикладных и фундаментальных задач [1].

1.1. Основные технические характеристики ИРТ-Т

ИРТ-Т - это реактор бассейнового типа с использованием в качестве замедлителя, теплоносителя и верхней защиты дистиллированной воды. ИРТ-Т принадлежит Томскому политехническому университету [2].

Он введен в эксплуатацию в июле 1967 года. В июне 1977 г. он был остановлен на реконструкцию из-за прогрессирующей коррозии алюминиевой оболочки бака реактора и алюминиевых теплообменников. В процессе реконструкции смонтирован новый бак, из нержавеющей стали марки 12Х18Н10Т, полностью заменено оборудование первого и второго контуров охлаждения, система СУЗ приведена в соответствие с требованиями правил, действовавших в этот период. Оборудование первого и второго контуров смонтировано во вновь построенных помещениях. Тепловая мощность увеличена до 6 МВт. После завершения реконструкции реактор был введен в эксплуатацию в 1984 г.

К концу 90-х годов для безопасной эксплуатации ИРТ-Т, приведения основных систем реактора в соответствие с нормами ядерной и радиационной безопасности были выполнены проекты по замене этих систем, в первую очередь управления и защиты реактора и контроля его технологических параметров. И в 2005 году была проведена полномасштабная их реконструкция.

Установлена новейшая система СУЗ на базе модулей безопасности «Мираж-МБ», установлено современное оборудование КИП.

Таблица 1.1. Основные характеристики реактора ИРТ-Т

Наименование параметра Значение

Мощность реактора, МВт 6

Число TBC типа ИРТ-ЗМ в активной зоне, шт.

8 - трубных 12

6 - трубных 8

Поверхность теплоотдачи активной зоны, м2 29,6

Объем активной зоны, л 59,3

Запас реактивности, % А к/к 7,2

Рабочие органы системы управления и защиты (СУЗ), шт.

- аварийной защиты (A3) 2

- компенсирующие (РР) 6

- автоматического регулирования (АР) 1

Суммарная эффективность органов A3, % Лк/к 3,5

Суммарная эффективность органов КС и АР, % Лк/к 10,0

Коэффициент неравномерности энерговыделения

- по горизонтальному сечению активной зоны 1,78

- по высоте активной зоны 1,26

Максимальная плотность энерговыделения, кВт/л 227

Максимальная плотность теплового потока, кВт/м2 427

Перепад давления на активной зоне, м вод.ст. 3,4

Средняя скорость теплоносителя в зазорах TBC, м/с 2,88

Расход теплоносителя через активную зону и отражатель, т/ч 900

Температура воды на входе в активную зону, °С 45

Максимальная расчетная температура поверхности твэла, °С 77

Температура начала поверхностного кипения, °С 123

Максимальная невозмущенная плотность потока тепловых

нейтронов,

(Е < 0,625 эВ), (н/см2-с)/МВт 1,76-Ю13

- в отражателе

- в активной зоне 1,50-1013

То же для быстрых нейтронов (Е >0,821 МэВ) 0,34-1013

- в отражателе

- в активной зоне 1,12-1013

Модернизирована градирня, которая после реконструкции может рассеивать тепловую энергию до 16 МВт. В настоящее время реактор ИРТ-Т является

современным аппаратом с разрешенным сроком эксплуатации по основному оборудованию до 2034 года.

Активная зона (A3) реактора собирается из тепловыделяющих сборок (TBC) типа ИРТ-ЗМ, причем количество TBC и конфигурацию активной зоны, так же как и состав отражателя, можно изменять. Активная зона, собранная из таких TBC, имеет малые размеры и характеризуется большим коэффициентом размножения и малой длиной миграции нейтронов. Использование в качестве отражателя бериллия, имеющего относительно большую длину миграции, позволяет обеспечить широкий (в пространстве) максимум плотности потока тепловых нейтронов и высокий уровень нейтронного потока в экспериментальных каналах. Основные технические характеристики реактора приведены в табл. 1.1.

Режим работы реактора определяется требованиями экспериментальных, производственных и учебных программ. Запас реактивности и суммарная эффективность стержней управления обеспечивают возможность работы реактора без перегрузки TBC до энерговыработки 140 МВтсутки.

Активная зона реактора размещается в нижней части заполненного водой бассейна (рис. 1.1 и 1.3). В корпусе активной зоны имеется 56 ячеек для установки TBC и бериллиевых блоков (рис. 1.2). Четыре центральные ячейки заняты этими же блоками, образуя ловушку нейтронов.

Из активной зоны через шиберы, расположенные в массиве на отметке +0,9 м, нейтронные пучки могут выводиться в физический зал в радиальном направлении.

1.1.1. Экспериментальное оборудование и устройства

Экспериментальные устройства реактора ИРТ-Т обеспечивают проведение широкого круга исследований. Реактор имеет (рис. 1.2, 1.3) 10 горизонтальных экспериментальных каналов (ГЭК) для вывода пучков нейтронов и облучения образцов: 8 радиальных диаметром 100 мм из нержавеющей стали и два касательных диаметром 150 мм.

9 10 И 12

Рис. 1.1. Продольный разрез реактора ИРТ-Т: 1 - активная зона; 2 - горизонтальные экспериментальные каналы; 3 - генератор активности; 4 - вертикальные экспериментальные каналы; 5 - канал со стержнем СУЗ; 6 - центральные экспериментальные каналы; 7 - бак алюминиевый; 8 - бак из нержавеющей стали; 9 - приводы стержней СУЗ; 10 - площадка СУЗ; 11 - душирующее устройство; 12 - настил прозрачный; 13 - переливная воронка; 14 - напорный трубопровод; 15 - труба опорожнения; 16 - распределительная емкость; 17 - труба для срыва сифона; 18 - устройство транспортировки TBC; 19 - всасывающий трубопровод; 20 - временное хранилище TBC

генератор активности

корпус ВТС

корпус активном зоны

осриллисвыи олок

О

TBC 8-ми зрубная

TBC 6-ти трубная с каналом для стержня СУЗ

блок бериллиевый с каналом для стержня АР

блок бериллиевый с пробкой d44 мм, размер 69x69 мм в активной зоне

вытеснитель с каналом для ионизационной камеры

блок бериллиевый с пробками d32MM.d40 мм, размер 67x67 мм в ВТС

блок бериллиевый

О

О-

> экспериментальные каналы

канал для установки датчиков СУЗ стержень стержень АЗ стержень АР

внутренняя тепловая сборка

блок бериллиевый с пробками d90мм,dl 10 мм. размер 138,5x138,5 мм

блок бериллиевый с пробками d96 mm,d44 мм, размер 138,5*138,5 мм

Рис. 1.2. Картограмма активной зоны и экспериментальных устройств ИРТ-Т

Рис. 1.3. Поперечный разрез реактора

I - корпус активной зоны; 2 -каналы для измерения температуры бетона; 3 -бериллиевый блок; 4 -внутренняя тепловая сборка;

5 - генератор активности;

6 - временное хранилище TBC; 7 - устройство для транспортировки TBC; 8 -трубопровод напорный;

9 - распределительная емкость; 10 - клапаны естественной циркуляции;

II - вертикальные экспериментальные каналы с пневмотранспортным устройством;

12 - вертикальные экспериментальные каналы;

13 - горизонтальные экспериментальные каналы.

Касательный канал ГЭК-1 имеет один выход. Он изготовлен из сплава алюминия САВ-1. Касательный канал ГЭК-4, изготовленный из нержавеющей стали, проходит через весь бак и имеет два выхода - в физический зал и в радиационный павильон.

Торцы радиальных ТЭК примыкают к корпусу активной зоны с зазорами 3 мм. Максимальное значение плотности потока быстрых нейтронов (Е > 0,821 МэВ) на торце ГЭК равно 1,8-1012 (н/см2 с)/МВт.

Со стороны физического зала ГЭКи перекрываются шиберами, обеспечивающими биологическую защиту от нейтронного и гамма-излучения, которые управляются с пультов, установленных в соответствующих секторах физического зала.

ГЭКи № 3, 5, 8 оборудованы пневмотранспортными устройствами,

позволяющими облучать образцы в пеналах, подаваемых на позицию облучения из экспериментальных установок, находящихся в смежных с физическим залом лабораториях.

Для облучения изделий в пределах активной зоны имеется четыре вертикальных экспериментальных канала (ВЭК) диаметром 44 мм, установленных в центральные бериллиевые блоки (в ловушку нейтронов). Из них два могут использоваться как сухие, изогнутые для исключения прямого прострела излучения. Один прямой, заполнен водой. Неиспользуемые ВЭК могут быть заполнены бериллиевыми пробками. Они изготовлены из алюминиевых труб марки АД-1.

Для облучения за пределами корпуса активной зоны, в водном отражателе, имеется 10 ВЭК из алюминия АД-1 диаметром 70, 55 и 25 мм. Общее количество каналов, которые могут быть установлены вне корпуса активной зоны, равно 14. Сухие ВЭК выполняются изогнутыми, что исключает прострел нейтронов и гамма-излучения, позволяет обходиться без защитных пробок на них, а также производить загрузку и разгрузку образцов в при работе реактора на мощности.

Внутренняя тепловая сборка (ВТС) собрана из бериллиевых блоков и предназначена для формирования поля нейтронов с заданным энергетическим спектром. Они (рис. 1.2, 1.3) установлены в 33 ячейки алюминиевого корпуса. Шаг ячеек 71,5x71,5 мм. Их размеры по бериллию равны 67x67x660 мм, и два из них имеют размеры 138,5x138,5x660 мм. По конструкции они аналогичны бериллиевым блокам, установленным в отражатель активной зоны.

В сборке установлены два канала с ионизационными камерами СУЗ, один экспериментальный канал с водой диаметром 45x2 мм, две камеры КТВ-4 для измерения потока нейтронов в ГЭК-4.

Вдоль грани активной зоны со стороны ГЭК-4 (рис. 1.2) установлен блок из бериллия размерами 190x550x648 мм. Он охватывает экспериментальные каналы ГЭК-4 и ГЭК-2. Назначение - формирование поля тепловых нейтронов в ГЭК-4 и в ВТС.

1.2. Нейтронно-физические параметры исследовательского ядерного реактора ИРТ-Т

Для измерения характеристик нейтронных полей ядерных реакторов разработано большое число различных методов и измерительных средств. Существующие в настоящее время детекторы для измерения нейтронов по принципу действия можно разделить на следующие группы:

1) ионизационные камеры и пропорциональные счетчики;

2) радиационные (эмиссионные) элементы;

3) полупроводниковые детекторы;

4) активационные детекторы;

5) детекторы, основанные на изменении физико-химических свойств материалов под действием нейтронов.

Из всего многообразия существующих методов и детекторов нам необходимо выбрать такой, который позволяет измерять с небольшой погрешностью абсолютное значение плотности потока нейтронов различных энергий. Для этого более подробно рассмотрим их преимущества и недостатки.

1.2.1. Детекторы нейтронов

Нейтронное излучение является косвенно ионизирующим излучением. Поэтому оно не может быть зарегистрировано непосредственно детекторами, в которых используется процесс ионизации [3]. Детектирование осуществляется на основе двух типов взаимодействия их с ядрами. Первый - упругое рассеяние, в результате которого ядро отдачи, как правило, ионизовано. Второй - ядерной реакции, в результате которой появляются заряженные частицы, испускаемые либо мгновенно, либо как излучение радионуклидов, продуктов ядерной реакции. Последний способ регистрации относится к активационным методам.

Широкое распространение для целей регистрации нейтронов получили следующие ядерные реакции [3], в результате которых заряженные частицы рождаются практически мгновенно:

5Не>3и* ¡1л>у

з О+о и—>2 НеНе, |Не+дЯ—»¡Не+^Не,

Эти реакции являются экзоэнергетическими и используются для регистрации как быстрых, так и медленных нейтронов.

При детектировании нейтронов на основе метода ядер отдачи невозможно зарегистрировать медленные нейтроны. Объясняется это тем, что существующие способы измерения заряженных частиц, какими являются ядра отдачи, применимы к частицам, энергия которых должна быть достаточной для образования определенного числа пар ионов. Поэтому из всех существующих только активационный метод детектирования позволяет измерять энергетические характеристики нейтронных полей ядерных реакторов.

Он наиболее универсален и применяется для градуировки других детекторов, предназначенных для измерения параметров нейтронных полей в реакторных системах [4],. Это обусловлено следующими особенностями:

- возможностью измерения спектра, плотности потока и флюенса нейтронов во всём энергетическом интервале, в диапазоне плотности потока

7 10 1

нейтронов от 10 до 10 н/см с;

- возможностью воспроизведения и сохранения основных параметров детекторов при многократном их использовании;

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Варлачев, Валерий Александрович, 2015 год

Список цитированной литературы

1. Твэлов Ю. Сферы использования исследовательских реакторов // Атомная техника за рубежом. - 2002. - № 9. - С. 3-7.

2. Исследовательский ядерный реактор ИРТ-Т: Пособие по производственной практике и стажировке / В. А. Варлачев, О. Ф. Гусаров, С. А. Заболотнов и др. -Томск: Изд. ТПУ, 2002. - 56 с.

3. Бекурц К., Виртц К. Нейтронная физика. - М.: Атомиздат, 1968. - 456 с.

4. Крамер-Агеев Е. А., Трошин В. С., Тихонов Е. Г. Активационные методы спектрометрии нейтронов. - М.: Атомиздат, 1976. - 232 с.

5. Ломакин С. С., Петров В. И., Самойлов П. С. Радиометрия нейтронов активационным методом. - М.: Атомиздат, 1975. - 208 с.

6. Крамер-Агеев Е. А., Лавренчик В. Н., Самосадный В. Т., Протасов В. П. Активационные методы спектрометрии нейтронов. - М.: Энергоатомиздат, 1990.-272 с.

7. Бурдин Г. Д., Марков Б. И. Основы метрологии. - М.: Изд-во стандартов, 1972.-286 с.

8. Григорьев Е. И. Вопросы метрологии рабочих нейтронных измерений // Материалы 3-го Всесоюзного совещания по метрологии нейтронного излучения на реакторах и ускорителях. - Москва, 1983. - М.: Изд-во ЦНИИатоминформ, 1983.-С. 66-74.

9. Кирк М., Гринвуд Л. Определение потока и спектра нейтронов для расчета энергетических спектров ядер отдачи и повреждений в материалах, облученных быстрыми нейтронами на низкотемпературной установке реактора СР-5 // Нейтронное трансмутационное легирование полупроводников / Под ред. Дж. Миза. - М.: Мир, 1982. - С. 49-63.

10. Васильев Р. Д., Григорьев Е. И., Ярына В. П. Методики расчета погрешностей // Метрология нейтронных измерений на ядерно-физических установках: материалы I Всесоюзной школы в 2-х т. Рига, 1976. - М.: ЦНИИатоминформ, 1976. - Т. 1. - С. 11-17.

11. Антропов Н. А., Варлачев В. А., Солодовников Е. С. и др. Измерение нейтронных полей в экспериментальном канале ИРТ-Т // IV Всесоюзное совещание по метрологии нейтронного излучения на реакторах и ускорителях: тез. докл. - М.: Госстандарт, 1985. - С. 63.

12. Ярына В. П. Методика измерений характеристик полей тепловых и надтепловых нейтронов с помощью активационных детекторов // Метрология нейтронных измерений на ядерно-физических установках: материалы I Всесоюзной школы. Рига, 1976. -М.: ЦНИИатоминформ, 1976.

-Т. 1. - С. 17-34.

13. Абрамов А. И., Казанский Ю. А., Матусевич Е. С. Основы экспериментальных методов ядерной физики. - М.: Атомиздат, 1977. - 526 с.

14. Характеристики нейтронных полей. Методика нейтронно-активационных измерений. МИ-1393-86 / Методические указания. - М.: Госком СССР по стандартам, ВНИИФТРИ, 1986. - 31 с.

15. Ярына В. П. Методика измерений характеристик полей тепловых и надтепловых нейтронов с помощью активационных детекторов // Метрология нейтронных измерений на ядерно-физических установках: материалы 1 Всесоюзной школы. Рига, 1976. -М.: ЦНИИатоминформ, 1976.

-Т. 2.-С. 11-17

16. Алексеев Н. И., Гомин Е. А., Городков С. С. Программа MCU5TPU // РНЦ "Курчатовский институт» институт ядерных реакторов. - М., 2007.

17. Коляда В. М., Карасев В. С. Калориметрия излучения ядерного реактора. -М.: Атомиздат, 1974. - С. 11.

18. Коньшин В. А. Ядерно-физические константы делящихся ядер. Справочник. - М.: Энергоатомиздат, 1984. - 206 с.

19. Dietrich F.S., Browne J.C., O^Connel W.J. and Kay J. Phys. Rev. C. - 1974. - V. 10.-P. 795.

20. Kasagi J., Hama H., Yoschida K. et al. // J. Phys. Jpn., - 1989. - V. 58. - P. 620.

21. Luke S.J., Gösset С.A., and Vandenbosch R. // Phys. Rev. C. - 1991. - V. 44. -P. 1548.

22. Van der Ploeg H., Postma R., Bacelar J.C., et al. // Phys. Rev. Lett. - 1992. - V. 68.-P. 3145.

23. Еремин H. В., Клочко Т. Г., Глотова М. Г. и др. // Материалы 14-й Конференции по делению ядер. - Обнинск, 2000. - С. 196.

24. Николенко В. Г., Попов А. Б., Самосват Г. С., Хван Чер Гу. Поиски сверхплотного ядра в активной зоне реактора // Письма в ЖЭТФ, - 1978. - Т. 27.-С. 65.

25. Покотиловский Ю. Н. Экспериментальный предел на вероятность излучения гамма-квантов с энергией Е = 20 МэВ при спонтанном делении 252Cf //ЯФ, 1990.-Т. 52.-С. 942.

26. Варлачев В. А., Дудкин Г. Н., Падалко В. Н. Существует ли когерентное тормозное излучение осколков деления ядер // Письма в ЖТЭФ, - 2005. - Т. 82. - Вып. 7. - С. 440-444.

27. Андреяшкин М. Ю., Забаев В. Н., Калинин Б. Н. и др. Измерение спектров тормозного излучения релятивистских электронов в монокристаллах детектором полного поглощения // ПТЭ, - 1989. - № 6. - С. 55-60.

28. Гумма В. И., Демидов А. М., Иванов В. А., Миллер В. В. Нейтронно-радиационный анализ. - М.: Энергоатомиздат, 1984. - 214 с.

29. Варлачев В. А., Дудкин Г. Н., Падалко В. Н. Накопление 59Ni в коррозионно-стойкой стали под воздействием потока нейтронов // Атомная энергия. - 2005. - Т. 99. - Вып. 6. - С. 1-7.

30. Dietrich S.S. and Berman B.L. At. // Data Nucl. Data Tables. - 1988. -V. 36.-P. 1.

31. Chakrabraty D.R., Sen S., Thoennessen M. et al. // Phys. Rev. C. - 1987. -V. 36.-P. 1886.

32. Butz-Jorgensen С. and Knitter H.H. // Nucl. Phys. - 1988. - V. A490. - P. 307.

33. Behr J.A., Snover K.A., Gösset C.A. et al. // Phys. Rev. C. - 1996. - V. 53. - P. 1759.

34. Ortega R., d'Enterria D., Martinez G. et al. // Nucl. - ex/0508032. - 2005.

35. Варлачев В. А., Дудкин Г. Н., Падалко В. Н. Исследование высокоэнергетической части спектра у-квантов из реакции деления ядер 235U нейтронами // Известия РАН. Серия физическая. - 2007. - Т. 71. - № 11. - С. 1682- 1686.

36. Смирнов JI. С., Соловьев С. П., Стась В. Ф., Харченко В. А. Легирование полупроводников методом ядерных реакций. - Новосибирск:

Наука, 1981.- 175 с.

37. Нейтронное трансмутационное легирование полупроводников / под ред. Дж. Миза. - М.: Мир, 1982. - 264 с.

38. Воронов И. Н., Гринштейн П. М. Нейтронное легирование кремния, полученного методом Чохральского // Цветные металлы. - 1986.ъ

-№ 8. - С. 59-61.

39. Воронов И. Н., Гринштейн П. М. Оценка качества монокристаллов кремния, предназначенных для нейтронного легирования // Цветные металлы - 1984. - №

I.-С. 72-75.

40. Харченко В. А., Соловьев С. П. Радиационное легирование кремния // Физика и техника полупроводников. - 1971. - Т.5. - Вып. 8. - 53 с.

41. Греськов И. М., Соловьев С. П., Харченко В. А. Влияние ростовых дефектов на электрофизические свойства радиационно-легированного кремния // Физика и техника полупроводников. - 1978. - № 10. - С. 1879-1880.

42. Греськов И. М., Соловьев С. П., Харченко В. А. Влияние облучения реакторными нейтронами и термообработки на микродефекты в бездислокационном кремнии // Изв. АН СССР. Неорганические материалы -1980. -Т.8. -№ 12.-141 с.

43. Акулович И. А., Максименко В. М., Утенко В. И. О локализации фосфора в н.л.к. // Физика и техника полупроводников. - 1983. - Т.17. - № 2. - С. 22-26.

44. Темпер Э. М. Особенности образования дефектов в кремнии, облученном большими дозами нейтронов // Физика и техника полупроводников. - 1977. - Т.

II. - № 4. - С. 772.

45. Бабицкий Ю. M., Воронов И. Н., Гринштейн П. М., Мороховец М. А. Исследование кинетики отжига радиационных дефектов в кремнии, облученном нейтронами //Физика и техника полупроводников. - 1982. - Т. 16. -№5.-С. 933.

46. Греськов И. М., Соловьев С. П., Харченко В. А. Влияние ростовых дефектов на изменение проводимости кремния, облученного нейтронами // Физика и техника полупроводников. - 1977. - Т. 11. - № 8. - С. 1159.

47. Хааз Е., Мартин Дж. HTJI - метод с точки зрения возникновения радиоактивности // Нейтронное трансмутационное легирование полупроводников / Под ред. Дж. Миза. - М.: Мир, 1982. - С. 38-48.

48. Соловьев С. П., Харченко В. JI. Радиационное легирование кремния // Изв. АН СССР. Неорганические материалы. - 1971. - № 12. - Т. 7. - С. 743.

49. Фейнберг С. М. и др. Теория ядерных реакторов в 2-х т. - М.: Атомиздат, 1978.-Т. 1.-397 с.

50. Смелов В. В. Лекции по теории переноса нейтронов. - М.: Атомиздат, 1978. -215 с.

51. Маяновский М. С. Производство нейтронно-легированного полупроводникового кремния // Атомная техника за рубежом. - 2008. - № 4. -С. 20-28.

52. Коршунов Ф. П., Богатырев Ю. В., Вавилов В. А. Воздействие радиации на интегральные микросхемы. - Минск: Наука и техника, 1986. - 253 с.

53. Миз Дж. Процесс нейтронного трансмутационного легирования (HTЛ) -новая реакторная технология // Нейтронное трансмутационное легирование полупроводников / Под ред. Дж. Миза. - М.: Мир, 1982. - С. 217-238.

54. Космач В. Ф., Кулаков В. Н., Остроумов В. И., Петухов А. Н. Расчет числа дефектов, образованных в кремнии быстрыми нейтронами // Физика и техника полупроводников. - 1972. - Вып. 2. - С.420-422.

55. Haas W. Schnoller M. Silicon Doping by nuclear Transmutation // J. of Electronic materials.- 1981.-Vol 5.-№ l.-P. 57-68.

56. Herrer H. Neutron Transmutation Doping / Semiconductor Silicon - 1977 / Ed. Huff H.R. Sirtl E. - Princeton - The electrochemical Society. - P. 106.

57. Стейн X. Эффекты атомных смещений при НТЛ // Нейтронное трансмутационное легирование полупроводников / Под ред. Дж. Миза. - М.: Мир, 1982.-С. 123-143.

58. Владимиров В. И. Практические задачи по эксплуатации ядерных реакторов. - М.: Атомиздат, 1976. - 295 с.

59. Cundy. D.R., et. al. SIDONIE - A New Silicon Irradiation Facility in BR2 // Proc. Int. Conf. on Irradiation Technology, - Saclay, France, 1992.

60. Louw P.A., Strydom W.J. Neutron Transmutation Doping of Silicon at the SAFARI-1 Research Reactor", Proc. 6th Int. Conf. on Isotopes, - Seoul, 2008.

61. TOKAI RESEARCH AND DEVELOPMENT CENTER, The Handbook of Research Reactor Utilization, Japan Atomic Energy Research Institute (formerly Japan Atomic Energy Agency). 1994. - 213 pp.

62. Доллежаль H. А., Емельянов И. Я. Канальный ядерный энергетический реактор. - М.: Атомиздат, 1980. - 207 с.

63. Смит Т. Нейтронное легирование на исследовательских ядерных реакторах в Харуэлле // Нейтронное трансмутационное легирование полупроводников / Под ред. Дж. Миза. - М.: Мир, 1982. - С. 65-72.

64. Ганн С., Миз Дж., Олже Д. Методы получения НТЛ-кремния при облучении с высокой точностью на исследовательском реакторе университета шт. Миссури (ИРУМ) // Нейтронное трансмутационное легирование полупроводников / Под ред. Дж. Миза. - М.: Мир, 1982. - С. 104-122.

65. Соловьев С. П., Харченко В. А. Ядерное легирование кремния // Изв. АН СССР. Неорганические материалы. - 1985. - Т. 21. -№ 5. - 1371-1376 с.

66. Krull W., Martens P.An Jnstallation for the Jrradiation of Large Silicon Monosrystaly for the Production of Power Thyristors // Kerntechnik. - 1977. - №3. -P.131-135.

67. Морисси Дж. Тиллингаст Т., Ферро А., Балига Б. Расширенная программа нейтронного трансмутационного легирования кремния на

испытательном реакторе фирмы «Дженерал Электрик» // Нейтронное трансмутационное легирование полупроводников / Под ред. Дж. Миза. - М.: Мир, 1982.-С. 80-89.

68. Воронов И. И., Гринштейн П. М., Мороховец М. А. и др. Легирование партии кремния большого диаметра нейтронным облучением // Цветные металлы. - 1982. - № 9. - С. 69-71.

69. Берман Л. С., Воронов И. Н. Статистическое исследование неоднородности нейтронно-легированного кремния // Изв. АН СССР. Неорганические материалы. - 1982. - Т.18. - № 8. - С.1249-1250.

70. Мороховец М. А., Юрова Е. С. Анализ методов оценки неоднородности удельного сопротивления н.л.к. // Заводская лаборатория. - 1985. - Т. 51. - № 4. - С. 34-42.

71. Пат. 2552621 (ФРГ), МКИ2 BOl 17/34 НТИ 12д-17/34. Способ изготовления монокристаллов кремния п-типа / Заявка № 2552621. Заявлено 24.11.75. Опубликовано 26.05.77.

72. Пат. 2553362 (ФРГ), МКИ2 С30В 31/20 НКИ 12д-31/20. Способ получения кремниевых кристаллов n-типа с радиальным тарельчатым распределением удельного сопротивления / Заявка № 2553362. Заявлено 27.11.75. Опубликовано 02.06.77.

73. Зельдович Я. Б., Мышкис А. Д. Элементы математической физики. - М.: Наука, 1973.-351 с.

74. Марков Б.И. Основы метрологии. - М.: Изд-во стандартов, 1972. - 241 с.

75. Григорьев Е. И. Вопросы метрологии рабочих нейтронных измерений // Материалы 3-го Всесоюзного совещания по метрологии нейтронного излучения на реакторах и ускорителях. Москва. 1983. - М.: Изд-во ЦНИИатоминформ, 1983.-С. 66-74.

76. Shlimak I.S. Neutron Transmutation Doping in Semiconductors: Science and Applications // Physics of The Solid State 41. - 1999. - P. 716.

77. Антропов г H. А. Формирование зоны облучения для нейтронного легирования кремния фосфором на ядерном реакторе ИРТ: дис. канд. физ.-мат. наук. - Томск, 1988. - 161 с.

78. Janus H., Malmros О. Application of Thermal Neutron Irradiation for Large Scale Production of Homogeneous Phosphorus Dopund of Floatrone Silicon // JEEE Trons. Electr. Dev. - 1976. - Vol. ED-23. - №8. - P. 797-802.

79. Гришин H. Д. Развитие производства полупроводникового кремния за рубежом // Цветные металлы. - 1986. - № 8. - С.61-68.

80. Бигфорд Н., Флеминг Р. Устройства для облучения кремния на реакторе // Нейтронное трансмутационное легирование полупроводников / Под ред. Дж. Миза. - М.: Мир, 1982. - С. 73-78.

81. Пат. 2407697 (ФРГ), МКИ2 В01 17/34 НТИ 12д-17/34. Способ получения кремниевых кристаллов n-типа, однородно легированных галлием / Заявка № 2407697. Заявлено 18.02.74. Опубликовано 18.09.75.

82. Ерыкалов А. Н., Кожух М. Л., Петров Ю. В., Трунов В. А. Выбор реактора для нейтронного легирования кремния // Письма в ЖТФ. - 1981. - Т. 7. - № 11. - С. 688.

83. Kuzminov V., Blowfield H. Optimisation of the poolside facility for neutron doping of silicon in high flux materials testing reactor BR2 // Transactions of the Joint Conference on Research Reactor Fuel Management (RRFM) and 11th International Group on Research Reactors (IGORR). Session IV. - Lyon. - 2007. -European Nuclear Society. - Brussels. - 2007. - p. 20.

84. Бурдон Дж., Рестели Дж. Автоматическая облучательная установка для нейтронного легирования^ кремниевых^» слитков больших размеров // Нейтронное трансмутационное легирование полупроводников / Под ред. Дж. Миза. - М.: Мир, 1982. - С. 90-100.

85. Чу К., Джонсон Дж. Применение ТЛ-кремния для изготовления приборов большой мощности // Нейтронное трансмутационное легирование полупроводников / Под ред. Дж. Миза. - М.: Мир, 1982. - С. 208-217.

86. Греськов И.М., Соловьев С.П., Харченко В.А. Ядерное легирование полупроводников. - М.: НИИТЭХИМ, 1982. - 33 с.

87. Li X., Gerstenberg H., Neuhaus I. Silicon Doping System at the Research Reactor FRM II // Proc. 6th Int.Conf. on Isotopes. - Seoul. 2008.

88. Gerstenberg H., Li X., Neuhaus I. Silicon Doping at FRM II" // Transactions 13th Topical Mtg on Research Reactor FuelManagement (RRFM). - Session V. - Vienna. - 2009. European Nuclear Society. - Brussels - 2009.

89. Guldberg J., et. al. Neutron-Transmutation-Doped Silicon", Neutron Transmutation Doping of Silicon // Proc. 3rd Int. Conf. Copenhagen. - 1980. -Plenum Press. - New York. - 1981.

90. Пат. 3076732 (США), МКИ2 C30B 31/20 НКИ 148-1.5. Способ получения кремния n-типа с незначительным разбросом удельного сопротивления по объему слитка / Заявка № 859810. Заявлено 15.12.59. Опубликовано 05.02.63.

91. Пат. 2362320 (ФРГ), МКИ2 BOIL 17/40 НКИ 12д-17/40. Способ получения однородно-легированного кремниевого кристалла n-типа / Заявка № 23623220. Заявлено 14.12.73. Опубликовано 19.06.75.

92. Пат. 2362264 (ФРГ), МКИ2 BOIL 17/40 НКИ 12д-17/40. Способ получения однородно-легированного кремниевого кристалла n-типа / Заявка № 2362264. Заявлено 14.12.73. Опубликовано 19.06.75.

93. Варлачев В. А., Кузин А. Н., Лыхин С. В. Солодовников Е. С. Усов Ю. П.,

I _

Фотин А. В. Томский комплекс нейтронно-трансмутационного легирования кремния // Атомная энергия. - 1995. - Т. 79. - Вып. 1. - С. 38-40.

94. Varlachev V. A., Solodovnikov Е. S. Neutron transmutation doping of silicon in the research reactor // In Silicon 94, 4th Scientific and Business Conference. -Roznov pod Radhosten 8th -11th November 1994. - P. 206-209.

95. Varlachev V. A., Solodovnikov E. S. Any Methods of Irradiation for NeutronTransmutation Doping of Silicon // In Silicon 96, 5th Scientific and Business Conference. - Roznov pod Radhosten 5th - 8th November, 1996. - P. 60-65.

96. Бать Г. А., Коченов A.C., Кабанов Л.П. Исследовательские ядерные реакторы. - М.: Атомиздат, 1985. - 278 с.

97. Смирнов В. И. Курс высшей математики. - М.: Физматиздат, 1958. - Т. 2. -627 с.

98. Смирнов В. И. Курс высшей математики. - М.: Физматиздат, 1958. - Т. 1. -478 с.

99. Варлачев В. А., Солодовников Е. С. Критерии формирования нейтронного поля для равномерного облучения протяженных образцов // Изв. Вузов. Физика. - 2010. - Т. 53. - № 10/2. - С. 310-312.

100. Neutron Transmutation Doping of Silicon at Research Reactors. - Vienna, International Atomic Energy Agency. - 2012. - P. 98.

101. Пат. 2008373 Россия. МКИ C30 31/20, С30В 29/06. Способ нейтронно-трансмутационного легирования кремния / В. А. Варлачев, Е. С. Солодовников. Заявлено 15.12. 1991г. Опубл. 28.02.1994. Бюл. №4. - 6 е.: ил.

102. Пат. 2089011 Россия. МКИ H01L 1/263. Способ нейтронно-трансмутационного легирования кремния / В. А. Варлачев, Е. С. Солодовников, А. В. Фотин и др. Заявлено 14.10.1994. Опубл. 27.08.1997. Бюл. № 24. -4 е.: ил.

103. Варлачев В. А., Солодовников Е. С. Повышение эффективности использования нейтронов при равномерном облучении образцов большой протяженности // Известия вузов. Физика. - 2010. - Т. 53. - №10/2. - С. 313316.

104. Мерей Р. Физика ядерных реакторов. - М.: Атомиздат, 1959.-291 с.

105. Галанин А. Д. Теория ядерных реакторов на тепловых нейтронах. - М.: Атомиздат, 1959. - 382 с.

106. Гордеев И. В. Справочник по ядерно-физическим константам для расчета реакторов. - М.: Атомиздат, 1960. - 280 с.

107. Вейнберг А., Вигнер Е. Физическая теория ядерных реакторов. - М.: Изд-во И.Л., 1961.-732 с.

108. Архангельский Н. В. Программа IRT двумерного расчета нейтронных полей в реакторах с прямоугольной решеткой. - Москва, ИАЭ, 1972. - 16 с. (Препринт/АН СССР, ин-т Атомной Энергии, 15/642).

109. Бусленко H. П., Голенко Д. И., Соболь И. Н. и др. Метод статистических испытаний. - М.: Наука, 1962. - 331 с.

110. Гелбард Э., Спаное Дж. Метод Монте-Карло и задачи переноса нейтронов. - М.: Атомиздат, 1972. - 268 с.

111. Михайлов Г. А. Некоторые вопросы теории методов Монте-Карло. -Новосибирск: Наука, 1974. - 141 с.

112. Франк-Каменецкий А. Д. Моделирование траектории нейтронов при расчете реакторов методом Монте-Карло. - М.: Атомиздат, 1978. - 95 с.

113. Кольчужкин А. М., Учайкин В. В. Введение в теорию прохождения частиц через вещество. - М.: Атомиздат, 1978. - 255 с.

114. Ермаков С. М., Михайлов Г. А. Курс статистического моделирования. -М.: Наука, 1976.-319 с.

115. Абагян JI. П., Базазянц Н. О., Бондаренко И. И., Николаев H. Н. Групповые константы для расчета ядерных реакторов. - М.: Атомиздат, 1964. -138 с.

116. Никольский С. М. Квадратурные формулы. - М.: Наука, 1979. - 256 с.

117. Альберг Дж., Нильсон Э., Уолис Дж. Теория сплайнов и ее приложение. -М.: Наука, 1972.-318 с.

118. Стечкин С. Б., Субботин Ю. Н. Сплайны в вычислительной математике. -М.: Наука, 1976.-248 с.

119. Дмитриев А. В., Малышев Е. К. Нейтронные ионизационные камеры для реакторной техники. - М.: Атомиздат, 1975. - 96 с.

120. Li H., Wang R., Zhang H., Zhao J., Liu G., Chen Y., Duan S. Annealing behavior comparison of NTD FZ (H) Si irradiated in light-water-reactor and heavy-water-reactor // Material Science and Engineering В 107. - 2004. - P. 119.

121. Варлачев В. А., Зенков А. Г., Солодовников E. С. Особенности нейтронно-трансмутационного легирования кремния на исследовательских реакторах // Известия вузов. Физика. - 1998. - № 4. - С. 210-215.

122. Рябчиков А. И., Варлачев В. А. Исследовательский реактор ИРТ-Т и его использование в научных и прикладных исследованиях // Исследовательские

реакторы: наука и высокие технологии: Труды Международной научно-технической конференции. - Димитровград, 25-29 июня 2001. - Сборник докладов. - Т. 3. - часть 2. - С. 32-59.

123. Варлачев В. А., Зенков А. Г., Солодовников Е. С. Опыт эксплуатации комплекса нейтронно-трансмутационного легирования кремния // Исследовательские реакторы: наука и высокие технологии: труды Международной научно-технической конференции. - Димитровград, 25-29 июня 2001. - Сборник докладов. - Т. 3. - часть 1. - С. 173-186.

124. Варлачев В. А., Емец Е. Г., Солодовников Е. С. Нейтронное поле в различных замедлителях ядерного реактора ИРТ-Т // Известия вузов. Физика. -2012. - Т. 55. - №11/2. - С. 45^17.

125. Положий Г. Н., Степаненко И. 3. Математический практикум. - М.: Физматгиз, 1960. - 178 с.

126. Васильев Р. Д., Григорьев Е. И., Ярына В. П. Методики расчета погрешностей // Метрология нейтронных измерений на ядерно-физических установках: материалы I Всесоюзной школы в 2-х т. Рига, 1976. - М.: ЦНИИатоминформ, 1976. - Т. 1. - С. 11-17.

127. Варлачев В. А., Емец Е. Г., Солодовников Е. С. Получение высокоомного кремния путем нейтронного трансмутационного легирования // Известия вузов. Физика - 2009. - Т. 52. - №11/2. - С. 409-412.

128. Варлачев В. А., Головацкий А. В., Емец Е. Г., Солодовников Е. С., Усов Ю. П., Худолеев П. Н. Нейтронно-физические параметры исследовательского ядерного реактора ИРТ-Т // Известия вузов. Физика. - 2012. - Т. 55. - №11/2. -С. 39-44.

129. Ярына В. П. Методика измерений характеристик полей тепловых и надтепловых нейтронов с помощью активационных детекторов // Метрология нейтронных измерений на ядерно-физических установках: материалы I Всесоюзной школы в 2-х т. Рига, 1976. - М.: ЦНИИатоминформ, 1976. - Т. 1. -С. 17-34.

130. Калиткин Н. Н. Численные методы. - М.: Наука, 1978. - 512 с.

131. Характеристики реакторных нейтронных полей. Методика нейтронно-активационных измерений. МИ-1393-86 / Методические указания. - М.: Госком СССР по стандартам, ВНИИФТРИ, 1986. - 31 с.

132. Chawla R., Christen R., Hammer J., Lehmann E. Irradiation Techniques employed at the 10 MWth SAPHIR reactor // Proc. Int. Conf. on Irradiation Technology, - Saclay, France, 1992.

. 133. Varlachev V.A., Kuzin A.N., Lykhin S.V., Solodovnikov E.S., Usov Yu.P., Fotin A.V., Tsibul'nikov Yu. A. Tomsk Complex for Neutron-Transmutation Doping of Silicon // Atomic Energy. - 1995. - No 79. - P. 447.

134. Balkanski M., Wallis R.F. Semiconductor Physics and Applications. - New York: Oxford University Press, 2000. - 521 pp.

135. Gunn S.L., Meese J.M., Alger D.M. High Precision Irradiation Techniques for NTD Silicon at the University of Missouri Reactor // Proc. 2nd Int. Conf. Columbia, Missouri, 1978-P. 197.

136. Meese J.M. Processing of Semiconductor Materials and Devices by Neutron Irradiation // Journal of Nuclear Materials. - 1982. - No 108. - P. 715.

137. Carbonari A.W., Pendl W., Sebastiao J.R., Saxena R.N., Dias M.S. An Irradiation Rig for Neutron Transmutation Doping of Silicon in the IEA-R1 Research Reactor // Nuclear Instruments and Methods B. - 1993. - No 83. - P. 157.

138. Варлачев В. А., Солодовников E. С. Оптимизация условий облучения при создании радиационных технологий на ИРТ-Т // Известия вузов. Физика. -2007. - № 10/3. - С. 261-265.

139. Бадретдинов Т. X., Горюнов А. Г., Варлачев В. А. К вопросу о модернизации комплекса нейтронного легирования кремния на ИРТ-Т // Известия вузов. Ядерная энергетика. - 2010. - № 3. - С. 147-151.

140. Защита ядерных реакторов. Материалы комиссии по атомной энергии США. / Под редакцией С.Г. Цыпина. - М.: Изд-во иностранная литература, 1958.-368 с.

141. Голыитейн Г. Г. Основы защиты реакторов. — М.: Госатомиздат, 1961. -214 с.

142. Гусев Н. Г. Защита от у-излучения продуктов деления. Справочник. - М.: Атомиздат, 1968. - 117 с.

143. Козлов В. Ф. Трошкин Ю. С. Справочник. Защита от ионизирующего излучения. - М.: Атомиздат, 1967. - 214 с.

144. Кимель J1. Р., Машкович В. П. Защита от ионизирующих излучений. Справочник. - М.: Атомиздат, 1966. - 151 с.

145. Бродер Д. JI. Бетон в защите ядерных установок. - М.: Атомиздат, 1966. -263 с.

146. Гусев Н. Г., Кимель JL Р., Машкович В. П. и др. Защита от ионизирующих излучений. - М.: Атомиздат, 1969. - 184 с.

147. Варлачев В. А., Солодовников Е. С. Использование канала ГЭК-1 реактора ИРТ-Т для нейтронно-трансмутационного легирования кремния // Известия вузов. Физика. - 2011. -Т. 54. - №11/2. - С. 346-349.

148. Хобгуд X., Брэггинз Т., Сварц Дж. и др. Значение нейтронного трансмутационного легирования кремния в разработке материала для высокочувствительных ИК-приемников // Нейтронное трансмутационное легирование полупроводников / Под ред. Дж. Миза: Сб. статей. - М.: Изд-во Мир, 1982.-С. 239-259.

149. Миз Дж., Глэро П. Флуктуации удельного сопротивления в сильно компенсированном TJI-кремнии // Нейтронное трансмутационное легирование полупроводников / Под ред. Дж. Миза: Сб. статей. - М.: Изд-во Мир, 1982. - С. 217-238.

150. Варлачев В. А., Головацкий А. В., Емец Е. Г., Солодовников Е. С. Оперативный контроль плотности потока тепловых нейтронов в технологии НТЛ кремния // Известия вузов. Физика. - 2013. - Т. 56. - № 11/2. - С. 75-79.

151. Патрикеев Л. Н., Подленецкий Б. И., Федчин В. М. Измерение интегральной плотности потока быстрых нейтронов кремниевым резистором // ПТЭ. - 1974. - № 6 - С. 62-64.

152. Крамер-Агеев Е. А., Пархомов А. Г. Применение полупроводниковых детекторов для дозиметрии в интенсивных у-нейтронных полях // ПТЭ. - 1976. - № 3. - С. 56-57.

153. Blanc D., Cosanovas P., Lanqueny P. Neutron monitoring // Vienna: 1967.-P. 253.

154. Кулаков В. M., Ладыгин Е. А., Шаховцов В. И. и др. Действие проникающей радиации на изделия электронной техники. - М.:

Сов. Радио, 1980.-224 с.

155. Джафаров Т. Д. Радиационно-стимулированная диффузия в полупроводниках. - М.: Энергоатомиздат, 1991. - 288 с.

156. Фистуль В. И. Введение в физику полупроводников. - М.: Высшая школа, 1984. - 38 с.

157. В. А. Варлачев, Е. С. Солодовников. Влияние быстрых нейтронов на проводимость монокристаллического кремния // Известия вузов. Физика. -2009. - Т. 52. - № 6. - С. 33-37.

158. V. A. Varlachev, Е. S. Colodovnikov. A Fast-Neutron Detector Based on Single-Crystalline Silicon // Instruments end Experimental Technique. - 2008. - Vol. 51.-No. 2.-P. 171-174.

159. Варлачев В. А., Солодовников E. С. Детектор быстрых нейтронов на основе монокристаллического кремния // Приборы и техника эксперимента. -

2008.-Вып. 2.-С. 17-20.

160. Пат. 2339975 Россия. МКИ G01T 3/08. Способ измерения флюенса быстрых нейтронов полупроводниковым детектором / Варлачев В. А., Солодовников Е. С. Заявлено 04.07.2008. Опубл. 27.11.2008. Бюл. № 33. - 7 с.

161. Варлачев В. А., Солодовников Е. С. Детекторы тепловых нейтронов на основе монокристаллического кремния // Приборы и техника эксперимента. -

2009.-Вып. З.-С. 35-37.

162. Пат. 2379713, МКИ G01T 3/08. Способ измерения флюенса нейтронов детектором из монокристаллического кремния / Варлачев В. А., Солодовников Е. С. Заявлено 10.11.2008. Опубл. 20.01.2010. Бюл. №2.-7 с.

163. V. A. Varlachev, Е. S. Colodovnikov. A Thermal Nuetron Detector Based on Single-Crystalline Silicon // Instruments end Experimental Techniques. - 2009. -Vol. 52. -No.3. - P. 342-344.

164. Тарновский Г. Б., Ярына В. П. Учет влияния кадмиевых экранов в нейтронно-активационных измерениях // Тезисы докладов 3-го Всесоюз. Совещания по метрологии нейтронного излучения на реакторах и ускорителях.

- М.: Изд. ЦНИИатоминформ, 1982. - С. 77.

165. Пат. 2472181, МКИ G01T 3/08. Способ измерения флюенса тепловых нейтронов монокристаллическим кремнием / Варлачев В. А., Емец Е. Г., Солодовников Е. С. Заявлено 13.07.2011. Опубл. 10.01.2013. Бюл. №1, - 8 с. 166.Экспериментальные методы нейтронных исследований: Учеб. Пособие для вузов / Е. А. Крамер-Агеев, В. Н. Лавренчик, В. Т. Самосадный, В. П. Протасов.

- М.: Энергоатомиздат, 1990. - 272 с.

167. Е. А. Крамер-Агеев, В. Н. Лавренчик, В. Т. Самосадный, В. П. Протасов. Экспериментальные методы нейтронных исследований. - М.: Энергоатомиздат, 1995.-274 с.

168. Варлачев В. А., Емец Е. С., Солодовников Е. С. Измерение абсолютного значения флюенса тепловых нейтронов монокристаллами кремния // Известия вузов. Физика.-2011.-Т. 54. -№11/2. - С. 114-117.

169. Варлачев В. А., Солодовников Е. С., Дудкин Г. Н. Использование исследовательского ядерного реактора ИРТ-Т для решения прикладных и фундаментальных задач // Известия вузов. Физика. - 2010. - Т. 53. - №10/2. - С. 304-309.

170. Платонов А. Н., Таран М. Н., Балицкий В. С. Природа окраски самоцветов.

- М.: «Недра», 1984. - 195 с.

171. Элуэлл Д. Искусственные драгоценные камни. - М.: «Мир», 1986. - 208 с.

172. Пат. 2341596 Россия, МКИ C30D 33/04, D01J 19/08. Способ облучения минералов и устройство для его осуществления / Святкин М. Н., Ижутов А. Л., Романовский С. В. и др. Заявлено 22.01.2007. Опубл. 20.12.2008.

Бюл. № 35 - 7 с.

173. A.c. № 1117344 СССР. Способ изменения окраски минералов / Назарова Г. С., Остащенко В. А. МКП: СЗОВ 33/00, 29/34. Опубл. 07.10.84. Бюл. № 37.

174. Пат. 2104770 Россия. МКИ B01J 19/08. Способ облучения минералов. Коноплев К. А., Орлов С. П., Чмшкян Д. В. Заявлено 04.06.1996. Опубликовано 20.02.1998. Бюл. № 3.

175. Пат. 1787112 Россия. МКИ B28D 5/00. Способ окраски природных минералов / Келим В. В., Остащенко Б. А. Заявлено 24.05.90. Опубл. 07.01.1997. Бюл. № 1.

176. A.c. № 495082 СССР. Способ изменения окраски аметиста / Цинобер, Л. И., Новожилова Ж. В., Самойлович М. И. и др. // БИ № 46, 15.12.1975.

177. A.c. № 1693137 СССР. Способ изменения окраски минералов для ювелирных изделий / Мамаджанов Ф. И. // БИ № 43, 23.11.1993.

178. A.c. № 1693136 СССР. Способ изменения окраски минералов / Мамаджанов Ф.И. // БИ № 43, 23.11.1993.

179. A.c. № 1693135 СССР. Способ изменения окраски минералов / Мамаджанов Ф.И. // БИ № 43, 23.11.1993.

180. Пат. 2076910 Россия. МКИ СЗОВ 33/04, 29/34. Способ изменения окраски минералов / Лютоев В. П., Юхтанов П. П. Заявлено 01.03.1995. Опубл. 10.04.1997. Бюл. №5.

181. Варлачев В. А., Глухов Г. Г., Солодовников Е. С. и др. Облучательный комплекс для проведения массовых нейтронно-активационных анализов // Известия вузов. Физика. - 2004. - Т. 47. - № 12. - С. 258-262.

182. Варлачев В. А., Солодовников Е. С., Емец Е. Г., Годовиков А. А. Исследование влияния различных параметров на радиоактивность топазов при их радиационном окрашивании на ядерном реакторе // Известия вузов. Физика. -2010.-Т. 53.-№10/2.-С. 317-320.

183. Арбузов С. И., Рихванов Л. П., Волостнов А. В., Варлачев В. А. Радиоактивные элементы в палеозойских углях Сибири // Геохимия. - 2005. -Т. 5.-С. 1-15.

184. Борисов Г. И., Говор JI. И.. Демидов А. М. и др. Формирование пучков для нейтронно-захватной терапии с использованием касательного канала реактора // Атомная энергия. - 1993. - Т. 74. - С. 394-400.

185. Хохлов В. Ф., Зайцев К. Н., Квасов В. И. и др. Разработка радиационной технологии лечения злокачественных опухолей на основе НЗТ // Инженерная физика. - 2000. - № 1. - С. 52-55.

186. Зайцев К. Н., Портнов А. А., Савкин В. А. и др. Нейтронозахватная терапия тепловыми нейтронами на ИРТ МИФИ // Атомная энергия. - 2001. - Т. 91. -Вып. 4.-С. 307-314.

187. Обатуров Г. М. Нейтрон-захватная терапия: итоги и перспективы // Сб. науч. тр.: Нейтроны и тяжелые частицы в биологии и медицине. - Обнинск: НИИМР АМН СССР, 1989. - С. 87-95.

188. Пат. 2252798 Россия. МКИ A61N 5/10. Облучательное устройство для нейтрон-захватной терапии на ядерном реакторе / Варлачев В. А., Солодовников Е. С., Худолеев П. Н. Заявлено 26.06.2003г. Опубл. 27.05.2005. Бюл. № 15.-8 е.: ил.

189. Варлачев В. А., Солодовников Е. С. Предпосылки для создания нейтронно-захватной терапии в Томске // Известия вузов. Физика. - 2007. - № 10/3. - С. 266-269.

190. Strategie Planning for Research Reactors. - IAEA-TECDOC-1212, IAEA. -Vienna, 2001.

191. Current Status of Neutron Capture Therapy. - IAEA-TECDOC-1223, IAEA. -Vienna, 2001.

192. Кураченко Ю. А. Оптимизация блока вывода реакторного пучка для лучевой терапии // Изв. Вузов. Ядерная энергетика. - 2008. - № 1. - С. 129-138.

193. [Электронный ресурс]. - режим доступа: http ://www - nds. iaea. or. at / exfor / endf. htm.

194. Korecky J., Delfini M.G., van der Kamp H.A.J., Nierop D. Revisions and Extensions Neutron Capture Cross Sections in the European Activation File EAF-3, ECN-C-92-051/ECN Report, Petten, Netherlands. - Jule. - 1992.

195. Korecky J., Nierop D. The European Activation File EAF-4-Summary Documention-,ECN-C-95-075/ECN Report,Petten, Netherlands. - December. - 1995.

196. Варлачев В. А., Рябчиков А. И., Солодовников E. С., Чибисов Е. В. Генерирование 99Мо на реакторе ИРТ-Т. - Радиохимия .- 2006. - Т. 48. - № 5. -С. 442-445.

197. Skuridin V., Solodovnikov Е., Chibisov Е., Nesterov Е. Obtaining molybdenum-99 in reactor IRT-T with using resonance neutron // The Third Russian-Japanese Seminar on Technetium. June 23-July 2001. - Dubna, Russia. - P. 136-137.

198. Рябчиков А. И., Варлачев В. А., Нестеров E. А. и др. Оптимизация условий облучения молибдена-98 на реакторе ИРТ //Труды V междунар. конференции «Ядерная и радиационная физика». - Алматы, Казахстан, 26-29 сентября 2005. - С. 614-616.

199. Пат. 2118858 Россия. МКИ G21G 1/06, 4/08. Способ экстракционного получения технеция-99м и устройство для его осуществления / B.C. Скуридин. Опубликован 10.09.98. Бюл № 25.

200. Пат. 2161132 Россия. МКИ COIG 57/00. Экстракционный генератор технеция-99т /B.C. Скуридин, Е. В. Чибисов. Опубликован 27.12.00.

Бюл. № 36.

201. Дыгай И. А., Швера И. Ю., Кривоногов Н. Г., Скуридин В. С., Лишманов Ю. Б. Однофотонная эмиссионная компьютерная томография головного мозга с НМРАО, меченным 99тТс из экстракционного генератора, в оценке церебральной перфузии. - Радиохимия. - 1997. - Т. 39. - N5. - С. 409-412.

202. Лишманов Ю. Б., Чернов В. И., Веснина Ж. В., Кривоногов Н. Г., Скуридин B.C., Гарганеева А. А. Диагностические возможности сцинтиграфии миокарда с технетрилом (МИБИ), меченным 99тТс, полученным из экстракционного и сорбционного генераторов. - Радиохимия. - 1997. - Т. 39. -N5. - С. 320-323.

203. Ryabchikov A. I., Skuridin V. S., Chibisov Е. V., Golovkov V. М., Nesterov Е. A. Nuclear Instruments and Methods in Phys Res. - 2005. - Vol. 213C.

-P. 364-368.

204. Варлачев В. А., Тимченко Н. А., Кузнецов С. И. Канал для структурных исследований материалов методом рассеяния нейтронов на реакторе ИРТ-Т // Известия вузов. Физика. - 2013. - № 11/3. - С. 184-188.