RU2686838C1 - Способ одновременного воспроизведения заданных значений флюенса нейтронов и экспозиционной дозы гамма-излучения на исследовательских реакторах - Google Patents
Способ одновременного воспроизведения заданных значений флюенса нейтронов и экспозиционной дозы гамма-излучения на исследовательских реакторах Download PDFInfo
- Publication number
- RU2686838C1 RU2686838C1 RU2018118438A RU2018118438A RU2686838C1 RU 2686838 C1 RU2686838 C1 RU 2686838C1 RU 2018118438 A RU2018118438 A RU 2018118438A RU 2018118438 A RU2018118438 A RU 2018118438A RU 2686838 C1 RU2686838 C1 RU 2686838C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- zone
- radiation
- reactor
- irradiation
- converters
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21K—TECHNIQUES FOR HANDLING PARTICLES OR IONISING RADIATION NOT OTHERWISE PROVIDED FOR; IRRADIATION DEVICES; GAMMA RAY OR X-RAY MICROSCOPES
- G21K5/00—Irradiation devices
Abstract
Изобретение относится к способу одновременного воспроизведения заданных значений флюенса нейтронов (Фни) и экспозиционной дозы гамма-излучения (Dни) на исследовательских реакторах. Способ основан на суперпозиции полей излучений от реактора и конверторов, расположенных вне сектора прямого воздействия излучений реактора симметрично активной зоны (АЗ), определении флюенса нейтронов (Ф) с энергиями более 0,1 МэВ и экспозиционной дозы (D) гамма-излучения на расстояниях (r) вдоль нормали, проходящей через центр АЗ к продольной оси зоны облучения, при постоянных размерах конверторов и выбранной схеме их расположения, а также зависимостей Ф(r)/Q, D(r)/Q, j(G), CD(S)=D(S)/Dр и CФ(S)=Ф(S)/Фp при двухстороннем облучении зоны, где Q - выделяемая в АЗ энергия, S - толщина конвертора, j - параметр, характеризующий неравномерность распределения Ф(r) и D(r) в зоне облучения, G - расстояние от центра АЗ до внешней (удаленной от АЗ) границы зоны облучения, Фр, Dp и Ф(S), D(S) - флюенсы нейтронов и дозы гамма-квантов в реперной точке при Q=1 Дж, стандартной толщине конверторов и толщине S, соответственно. Затем выбирается режим работы реактора по формуле P⋅t=Фни/Фр⋅СФ, где Р - мощность реактора, t - длительность облучения, определяются минимальная ширина зоны облучения по зависимости j(G), при которой неравномерность распределения параметров Ф и D не превышает 30%, и толщина конверторов по зависимости CD(S), где CD=Dни/Dp⋅P⋅t. Затем ИЭТ размещается в зоне облучения и облучается при выбранном режиме работы реактора последовательно с двух противоположных сторон. Техническим результатом является воспроизведение норм испытаний в зоне облучения с размерами, превышающими размеры зоны одностороннего облучения, в широком диапазоне значений Фни/Dни при упрощенной технологии испытаний. 4 ил.
Description
Изобретение относится к области испытаний крупногабаритных изделий электронной техники (ИЭТ) на радиационную стойкость в полях излучений исследовательских реакторов.
При оценке стойкости по необратимым (остаточным) последствиям облучения на исследовательских реакторах требуется воспроизвести заданные значения флюенса нейтронов (Фни) с энергиями более 0,1 МэВ и экспозиционной дозы гамма-излучения (Dни), являющиеся нормами испытаний (НИ) ИЭТ. В штатных режимах работы реакторов эта задача не всегда выполнима, т.к. при воспроизведении Фни на определенном расстоянии (R) от центра активной зоны (АЗ) реактора доза гамма-излучения значительно меньше требуемой величины, а неравномерность распределения параметров излучений в зоне облучения ИЭТ выше допустимых значений (более 30%).
Для усиления поля гамма-излучения предложены устройства (конверторы), преобразующие тепловые нейтроны в гамма-кванты, в виде различных конструкций коробчатого типа [1], цилиндра [2] или усеченного конуса [3], внутри которых или за ними размещаются ИЭТ. Однако эти устройства не нашли широкого применения, т.к. значительно ослабляют поток нейтронов и трансформируют спектр нейтронного излучения.
Известен способ [4] воспроизведения заданных значений флюенса нейтронов и экспозиционной дозы гамма-излучения в динамическом режиме работы реактора (при движении платформы с реактором относительно объекта испытаний). Сущность способа заключается в том, что в зоне облучения ИЭТ формируется поле гамма-нейтронного излучения с использованием конверторов. Воспроизведение Фни достигается за счет выбора режима работы реактора и определенной скорости движения платформы. Воспроизведение Dни (одновременно с Фни) осуществляется за счет количества конверторов, их толщины и варианта (схемы) размещения конверторов у АЗ реактора. Недостаток способа в том, что при движении реактора на мощности всегда имеются определенные факторы риска, связанные либо с изменением реактивности АЗ реактора за счет наличия в помещении различных отражателей нейтронов в виде вспомогательного оборудования вдоль пути движения платформы, либо с другими причинами, например, аварийным выключением электропитания двигателя платформы, в результате чего нарушается режим воспроизведения НИ в зоне облучения ИЭТ. Наиболее безопасным режимом работы реактора является стационарный режим (без движения).
Такой режим используется в способе [5] - прототипе предлагаемого изобретения, в котором воспроизведение норм испытаний осуществляется в ближней зоне (на расстоянии ≤1 м). Способ основан на суперпозиции полей излучений от реактора и конверторов тепловых нейтронов в гамма-кванты, расположенных вне сектора прямого воздействия излучений реактора симметрично активной зоны, измерении флюенса нейтронов с энергиями более 0,1 МэВ и экспозиционной дозы гамма-излучения при постоянных размерах конверторов и выбранной схеме их расположения на расстояниях R в направлении прогнозируемого размещения объекта испытаний, определении зависимостей Ф(R) и D(R), по которым оценивается расстояние для размещения ИЭТ при Ф/D=Фни/Dни, и значение параметра - по зависимости Далее по формуле выбираются мощность (Р) реактора и длительность (t) облучения объекта испытаний, обеспечивающие воспроизведение заданных параметров излучений, где N - показания измерительного канала, α=N/Q - коэффициент чувствительности измерительного канала, Q - выделенная энергия в активной зоне реактора. Применение способа ограничено малыми габаритами ИЭТ, ввиду большой неравномерности параметров излучений в ближней зоне реактора. Для крупных объектов ширина зоны одностороннего облучения не всегда достаточна даже на расстояниях от 115 см до 153 см [6], где соблюдается равномерность параметров излучений.
Технический результат заявляемого изобретения заключается в воспроизведении норм испытаний в зоне облучения с размерами, превышающими размеры зоны одностороннего облучения, в широком диапазоне значений Фни/Dни при упрощенной технологии испытаний.
Технический результат достигается:
суперпозицией полей излучений от реактора и конверторов тепловых нейтронов в гамма-кванты, расположенных вне сектора прямого воздействия излучений реактора симметрично активной зоны, измерении флюенса нейтронов с энергиями более 0,1 МэВ и экспозиционной дозы гамма-излучения на расстояниях (r) вдоль нормали, проходящей через центр АЗ к продольной оси зоны облучения, при постоянных размерах конверторов и выбранной схеме их расположения и определении расчетным путем зависимостей Ф(r)/Q, D(r)/Q, j(G), CD(S)=D(S)/Dp СФ(S)=Ф(S)/Фр при двухстороннем облучении зоны, где Q - выделяемая в АЗ энергия, S - толщина конвертора j - параметр, характеризующий неравномерность распределения Ф(r) и D(r) в зоне облучения, G - расстояние от центра АЗ до внешней границы зоны облучения, Фр и Dp - флюенс нейтронов и доза гамма-излучения в реперной точке при Q=1 Дж и стандартной толщине конверторов, Ф(S) и D(S) - флюенс нейтронов и доза гамма-излучения при толщине конверторов S и Q=1 Дж, а также за счет выбора режима работы реактора по формуле P⋅t=Фни/Фр⋅СФ, где Р - мощность реактора, t - длительность облучения, определения минимальной ширины зоны облучения по зависимости j(G), при которой неравномерность распределения параметров Ф и D не превышает 30%, и толщины конверторов по зависимости CD(S), где CD=Dни/Dp⋅P⋅t, размещения объекта испытаний в облучения, затем облучения его при выбранном режиме работы реактора последовательно с двух противоположных сторон.
Под термином «зона облучения» понимается область пространства для размещения объекта испытаний, в которой реализуются НИ с допустимой неравномерностью параметров излучений (не более 30%). В качестве параметра, характеризующего неравномерность распределения Ф(r) и D(r), принята величина j=(Amax-Amin)/Amax, где А - значение измеряемой величины. «Реперная (контрольная) точка» выбирается на границе зоны двухстороннего облучения с максимальными значениями параметров Ф и D при стандартной толщине (Sст) конверторов. «Двухстороннее облучение» - последовательное облучение зоны (ИЭТ) с двух противоположных сторон. «Длительность облучения» - суммарное время облучения с двух противоположных сторон.
Проверка способа проведена на реакторе ПРИЗ-М. Результаты расчетных исследований с использованием программы MCNP приведены на фиг. 2-4. Расчетные значения Ф и D при последовательном облучении с двух сторон подтверждены экспериментальными данными, полученными с помощью дозиметров СГД-8 и активационных детекторов. Мощность реактора контролировалась штатным измерительным каналом с камерой деления КНТ-5. Погрешности расчетных и экспериментальных данных с доверительной вероятностью 0,95 не превышают ±15%. Конструкция используемых конверторов представляет собой "сэндвич" из набора пластин плексигласа толщиной 1 см и кадмия толщиной 0,1 см, чередующихся между собой. Площадь пластин 110×80 см2. Толщина конверторов изменялась от 1,1 см до 17,6 см.
На фиг. 1 приведена расчетная схема двухстороннего облучения ИЭТ, используемая для определения параметров Ф и D в зоне облучения (1) при расположении АЗ (2) как бы с двух противоположных сторон. В действительности схема облучения ИЭТ реализуется в два последовательных этапа при расположении реактора с конверторами (3) на постоянном рабочем месте с одной стороны от зоны облучения. На первом этапе ИЭТ облучается на расстоянии R1 от центра АЗ до зоны облучения (на реакторе ПРИЗ-М R1=115 см) за площадкой (4) для обслуживания реактора. На втором этапе - с противоположной стороны путем поворота объекта испытаний относительно продольной оси на угол 180° на том же расстоянии от АЗ. Расчетная схема адекватна реальной, поскольку эффект воздействия излучений на объект испытаний по необратимым последствиям определяется только значениями интегральных параметров Ф и D и не зависит от интервала времени между окончанием первого этапа облучения и началом второго этапа. Нормы испытаний по реальной схеме определяются суммой значений Ф (или D) при облучениях с каждой из сторон. d - минимальное расстояние между границами зоны двухстороннего облучения (ширина зоны), 5 - внешняя (удаленная от АЗ) граница зоны облучения, С - реперная точка, r - расстояние вдоль нормали, проходящей через центр АЗ к продольной оси зоны облучения, j - параметр, характеризующий неравномерность распределения Ф(r) и D(r) в зоне облучения.
На фиг. 2 приведены распределения флюенса нейтронов Ф(r)/Q и экспозиционной дозы гамма-квантов D(r)/Q вдоль оси r от 0 до 175 см с шагом 25 см на втором этапе облучения при разных значениях параметра G=R1+r, характеризующего расстояние от центра АЗ до внешней (удаленной от АЗ) границы зоны облучения: 1 - G=215 см, 2 - G=240 см, 3 - G=265 см, 4 - G=290 см.
На фиг. 3 приведены зависимости j(G) при значениях G от 215 см до 290 см, 1 - для флюенса нейтронов, 2 - для экспозиционной дозы гамма-квантов.
На фиг. 4 приведены распределения: 1 - экспозиционной дозы гамма-излучения CD(S)=D(S)/Dp, 2 - флюенса нейтронов СФ(S)=Ф(S)/Фр при разной толщине (S) конверторов относительно значений параметров Фр и Dp в реперной точке при Sст=7,7 см и двухстороннем облучении.
Из графиков, приведенных на фиг. 2 следует, что допустимая неравномерность (≤30%) распределения параметров Ф и D достигается только при значениях G от 215 см до 265 см. Зависимости j(G) на фиг. 3 позволяют оценить ширину зоны двухстороннего облучения.
Данные на фиг. 4 свидетельствуют о том, что флюенс нейтронов в зоне облучения практически не зависит от толщины конверторов, т.к. при толщинах S≥3 см значение СФ=1, при S=1-2 см СФ=0,93-0,97. При этом вклад в дозу гамма-квантов изменяется существенно. При S=(0-17,6) см значение CD изменяется от 0,4 до 1,18, т.е. в 3 раза, а это значит, что выбором толщины конверторов можно регулировать добавку гамма-квантов к дозе прямого излучения от реактора в широком диапазоне Фни/Dни.
Кроме того, технология воспроизведения норм испытаний предлагаемым способом значительно упрощается, т.к. исключается операция облучения объекта испытаний при движении реактора, а также не требуются сложные зависимости отношения D/Ф от количества конверторов при выбранном варианте их размещения относительно АЗ и объекта испытаний. В результате двухстороннего облучения размер зоны облучения увеличивается, по сравнению с прототипом, ~ в 3,9 раза (до 1,5 м), что позволяет испытывать ИЭТ больших размеров.
Алгоритм воспроизведения НИ осуществляется по следующей схеме:
1. Заданы значения норм испытаний, которые требуется воспроизвести на реакторе ПРИЗ-М: Фни=1013 н/см2 и Dни=2,1⋅104 Р.
2. По зависимостям 3 на фиг. 2 определены значения Фр=Ф/Q=2,16⋅105 н/см2⋅Дж и Dp=D/Q=3,86⋅10-4 Р/Дж в реперной точке при R1=115 см (r=0), Sст=7,7 см и СФ=1 (фиг. 4).
3. Выбран режим работы реактора с помощью формулы P⋅t=Фни/Фр⋅СФ=1013/2,16⋅105⋅1=4,63⋅107 Дж.
На мощности реактора Р=1,5 кВт длительность облучения равна t=4,63⋅107/1,5⋅103=3,09⋅104 с (8,6 часа).
4. По зависимостям 1-2 на фиг. 3 оценена ширина зоны облучения (d=150 см) при которой неравномерность параметров Ф и D внутри зоны не превышает 30%.
5. Определено значение CD по формуле CD=Dни/DpP⋅t=2,1⋅104/3,86⋅10-4⋅4,63⋅107=1,18, затем по графику 1 на фиг. 4 определена толщина каждого из двух конверторов (S=17,6 см) для воспроизведения Dни.
Положительный результат изобретения заключается в воспроизведении норм испытаний в зоне двухстороннего облучения с размерами, превышающими размеры зоны одностороннего облучения у способа прототипа в широком диапазоне значений Фни/Dни при упрощенной технологии испытаний.
Источники информации.
1. Кувшинов М.И., Кошелев А.С., Смирнов И.Г. и др. Трансформация излучений быстрых нейтронов импульсных реакторов БИР-2М, БР-1, БИГР с помощью n-γ конверторов // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, вып. 2 - Лыткарино, 1992, стр. 3.
2. Васильев А.В., Ненадышин Н.Н., Романенко А.А. Конвертор гамма-нейтронного поля импульсного ядерного реактора Барс-4 // Научно-технический сборник «Радиационная стойкость электронных систем - Стойкость-2007», вып 10 - М., МИФИ, 2007, стр. 169.
3. Грицай В.Н., Гуликов Ф.Ф., Казанцев В.В., Пикалов Г.Л., Солодовников Н.И. Устройство для формирования поля радиационного нагружения объектов при их испытании на радиационную стойкость. Патент РФ на изобретение №2284068 от 24.03.2005 г.
4. Пикалов Г.Л., Базака Ю.Г., Краснокутский И.С., Комаров Н.А., Рымарь А.И. Способ одновременного воспроизведения заданных значений флюенса нейтронов и экспозиционной дозы гамма-излучения на исследовательском реакторе. Патент РФ на изобретение №2497214 от 27.10.2013 г.
5. Пикалов Г.Л., Краснокутский И.С., Койнов Д.В., Артамонов Д.Н. Способ одновременного воспроизведения заданных значений флюенса нейтронов и экспозиционной дозы гамма-излучения на исследовательских реакторах. Патент РФ на изобретение №2641890 от 10.05.2016 г.
6. Комаров Н.А., Костяев С.В., Нехай Е.Н., Пикалов Г.Л., Чаплыгин А.А. Параметры излучений и термодинамические характеристики модернизированного реактора ПРИЗ-М // Научно-технический сборник «Радиационная стойкость электронных систем - Стойкость-2009», вып. 12 - М., МИФИ, 2009, стр. 189.
Claims (1)
- Способ одновременного воспроизведения заданных значений флюенса нейтронов (Фни) и экспозиционной дозы гамма-излучения (Dни) на исследовательских реакторах при испытании объектов на радиационную стойкость, основанный на суперпозиции полей излучений от реактора и конверторов тепловых нейтронов в гамма-кванты, расположенных вне сектора прямого воздействия излучений реактора симметрично активной зоны (AЗ), измерении флюенса нейтронов (Ф) с энергиями более 0,1 МэВ и экспозиционной дозы (D) гамма-излучения на расстояниях (r) вдоль нормали, проходящей через центр AЗ к продольной оси зоны облучения, при постоянных размерах конверторов и выбранной схеме их расположения, отличающийся тем, что расчетным путем определяют зависимости Ф(r)/Q, D(r)/Q, j(G), CD(S)=D(S)/Dp и СФ(S)=Ф(S)/Фр при двухстороннем облучении зоны, где Q - выделяемая в AЗ энергия, S - толщина конвертора, j - параметр, характеризующий неравномерность распределения Ф(r) и D(r) в зоне облучения, G - расстояние от центра AЗ до внешней (удаленной от AЗ) границы зоны, Фр и Dp - флюенс нейтронов и доза гамма-излучения в реперной точке при Q=1 Дж и стандартной толщине конверторов, Ф(S) и D(S) - флюенс нейтронов и доза гамма-излучения при толщине конверторов S и Q=1 Дж, выбирают режим работы реактора по формуле P⋅t=Фни/Фр⋅СФ, где Р - мощность реактора, t - длительность облучения, определяют минимальную ширину зоны облучения по зависимости j(G), при которой неравномерность распределения параметров Ф и D не превышает 30%, и толщину конверторов по зависимости CD(S), где СD=Dни/Dp⋅P⋅t, затем размещают объект испытаний в зоне облучения и облучают его при выбранном режиме работы реактора последовательно с двух противоположных сторон.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2018118438A RU2686838C1 (ru) | 2018-05-21 | 2018-05-21 | Способ одновременного воспроизведения заданных значений флюенса нейтронов и экспозиционной дозы гамма-излучения на исследовательских реакторах |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2018118438A RU2686838C1 (ru) | 2018-05-21 | 2018-05-21 | Способ одновременного воспроизведения заданных значений флюенса нейтронов и экспозиционной дозы гамма-излучения на исследовательских реакторах |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2686838C1 true RU2686838C1 (ru) | 2019-05-06 |
Family
ID=66430690
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2018118438A RU2686838C1 (ru) | 2018-05-21 | 2018-05-21 | Способ одновременного воспроизведения заданных значений флюенса нейтронов и экспозиционной дозы гамма-излучения на исследовательских реакторах |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2686838C1 (ru) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2755143C1 (ru) * | 2021-02-09 | 2021-09-13 | Федеральное государственное казенное учреждение "12 Центральный научно-исследовательский институт" Министерства обороны Российской Федерации | Устройство для формирования параметров излучений в испытательном объеме исследовательского реактора |
Citations (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CA2610419A1 (en) * | 2007-08-06 | 2009-02-06 | Korea Atomic Energy Research Institute | Plug type research reactor irradiation test rig |
RU2011135620A (ru) * | 2011-08-29 | 2013-03-10 | Федеральное государственное учреждение "12 Центральный научно-исследовательский институт Министерства обороны Российской Федерации" | Способ одновременного воспроизведения заданных значений флюенса нейтронов и экспозиционной дозы гамма-излучения на исследовательском реакторе |
RU2016117936A (ru) * | 2016-05-10 | 2017-11-15 | Федеральное государственное казенное учреждение "12 Центральный научно-исследовательский институт" Министерства обороны Российской Федерации | Способ одновременного воспроизведения заданных значений флюенса нейтронов и экспозиционной дозы гамма-излучения на исследовательских реакторах |
-
2018
- 2018-05-21 RU RU2018118438A patent/RU2686838C1/ru active
Patent Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CA2610419A1 (en) * | 2007-08-06 | 2009-02-06 | Korea Atomic Energy Research Institute | Plug type research reactor irradiation test rig |
RU2011135620A (ru) * | 2011-08-29 | 2013-03-10 | Федеральное государственное учреждение "12 Центральный научно-исследовательский институт Министерства обороны Российской Федерации" | Способ одновременного воспроизведения заданных значений флюенса нейтронов и экспозиционной дозы гамма-излучения на исследовательском реакторе |
RU2497214C2 (ru) * | 2011-08-29 | 2013-10-27 | Федеральное государственное учреждение "12 Центральный научно-исследовательский институт Министерства обороны Российской Федерации" | Способ одновременного воспроизведения заданных значений флюенса нейтронов и экспозиционной дозы гамма-излучения на исследовательском реакторе |
RU2016117936A (ru) * | 2016-05-10 | 2017-11-15 | Федеральное государственное казенное учреждение "12 Центральный научно-исследовательский институт" Министерства обороны Российской Федерации | Способ одновременного воспроизведения заданных значений флюенса нейтронов и экспозиционной дозы гамма-излучения на исследовательских реакторах |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2755143C1 (ru) * | 2021-02-09 | 2021-09-13 | Федеральное государственное казенное учреждение "12 Центральный научно-исследовательский институт" Министерства обороны Российской Федерации | Устройство для формирования параметров излучений в испытательном объеме исследовательского реактора |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
Oikawa et al. | Design and application of NOBORU—NeutrOn Beam line for Observation and Research Use at J-PARC | |
Bedogni et al. | Experimental characterization of HOTNES: A new thermal neutron facility with large homogeneity area | |
RU2686838C1 (ru) | Способ одновременного воспроизведения заданных значений флюенса нейтронов и экспозиционной дозы гамма-излучения на исследовательских реакторах | |
Martinengo et al. | The new Inner Tracking System of the ALICE experiment | |
Nasrabadi et al. | Neutron shielding design for 241Am–Be neutron source considering different sites to achieve maximum thermal and fast neutron flux using MCNPX code | |
RU2404467C1 (ru) | Способ формирования поля гамма-нейтронного излучения на исследовательских реакторах | |
RU2713924C1 (ru) | Способ воспроизведения норм испытаний крупногабаритных объектов на исследовательских реакторах | |
Kluberg et al. | Production of massive muon pairs by 300-and 400-GeV protons | |
RU2641890C2 (ru) | Способ одновременного воспроизведения заданных значений флюенса нейтронов и экспозиционной дозы гамма-излучения на исследовательских реакторах | |
RU2497214C2 (ru) | Способ одновременного воспроизведения заданных значений флюенса нейтронов и экспозиционной дозы гамма-излучения на исследовательском реакторе | |
Da Silva et al. | Moderator–collimator-shielding design for neutron radiography systems using 252Cf | |
Shiozawa et al. | Investigation on subcriticality measurement using inherent neutron source in nuclear fuel | |
Bartz et al. | Evaluation of aluminum oxide fluorescent and OSL detectors in proton radiotherapy beams | |
RU2755143C1 (ru) | Устройство для формирования параметров излучений в испытательном объеме исследовательского реактора | |
Asuni et al. | Investigation of the spatial resolution of an online dose verification device | |
Lehmann et al. | Neutron radiography with 14 MeV neutrons from a neutron generator | |
Singh et al. | Gamma-ray and optical properties of the flat spectrum radio quasar 3C 279 flare in June 2015 | |
Yamaguchi et al. | A simulation study on estimation of Bragg-peak shifts via machine learning using proton-beam images obtained by measurement of secondary electron bremsstrahlung | |
Izumi et al. | Development of fast neutron pinhole camera using nuclear emulsion for neutron emission profile measurement in KSTAR | |
Hegazy et al. | Optimization of shielding-collimator parameters for ING-27 neutron generator using mcnp5 | |
RU2284068C1 (ru) | Устройство для формирования поля радиационного нагружения объектов при их испытании на радиационную стойкость | |
Budagov et al. | The calorimeter project for the Mu2e experiment | |
Pourkaveh et al. | Optimization of Clarkson’s Method for Calculating Absorbed Dose under Compensator Filters used in Intensity-modulated Radiation Therapy | |
Abdollahi et al. | Measurement of the Atmospheric Muon Charge Ratio by Using a Cosmic Ray Telescope | |
RU2592643C1 (ru) | Способ имитации сигнала реактивности ядерного реактора |