Устройство для формирования параметров излучений в испытательном объеме исследовательского реактора
DEVICE FOR GENERATING RADIATION PARAMETERS IN TEST VOLUME OF RESEARCH REACTOR

ни
ни
ни
ни
Изобретение относится к области испытаний объектов на радиационную стойкость в полях излучений исследовательских реакторов. Объектами испытаний являются, в основном, образцы военной и специальной техники (ВСТ), предназначенные для выполнения работ в полях излучений с большими дозовыми нагрузками, например, при ликвидации последствий радиационных аварий или в условиях воздействия излучений ядерного взрыва (ЯВ). Оценка стойкости образцов ВСТ к действию поражающих факторов ЯВ осуществляется в ходе предварительных и государственных испытаний на моделирующих установках (МУ), в т.ч. на исследовательских реакторах, которые являются мощными источниками нейтронов и гамма-излучения. Особенности испытаний такой техники, обусловлены, прежде всего, их большими габаритами и ограниченными возможностями МУ воспроизводить требуемые уровни воздействующих излучений (нормы испытаний - НИ), которыми при оценке стойкости по необратимым (остаточным) последствиям облучения на реакторах являются флюенс нейтронов (Ф) с энергиями более 0,1 МэВ и экспозиционная доза гамма-излучения (D). Требования нормативных документов (НД) к обеспечению испытаний заключаются в том, чтобы комплексное воздействие нейтронов и гамма-излучения на объект в модельном поле было адекватно излучениям в реальных полях, а значения норм испытаний воспроизведены в одном временном интервале. При этом, неравномерность распределения параметров излучений в испытательном объеме не превышала допустимого значения (30%). В штатных режимах работы реакторов эти требования не всегда выполнимы. Например, при воспроизведении Ф, что реализуется за счет выбора режима работы реактора, доза гамма-квантов в местах проведения испытаний, как правило, от 2-х до 8 раз меньше требуемого значения [1]. Для решения этой задачи необходимы дополнительные устройства, позволяющие увеличить вклад дозы вторичного гамма-излучения в испытательном объеме по сравнению с первичным излучением от реактора с возможностью регулирования этого вклада, в зависимости от заданного значения D.
Известны устройства (конверторы) из водородсодержащего материала, замедляющего быстрые нейтроны, например, из плексигласа, и материала, поглощающего медленные нейтроны с выделением гамма-квантов в реакции радиационного захвата, например, кадмия, в виде различных конструкций коробчатого типа [2], цилиндра [3] или усеченного конуса [4], внутри которых или за ними размещается объект испытаний. Однако, эти устройства не нашли широкого применения при испытаниях объектов на радиационную стойкость, поскольку не позволяют регулировать дозу гамма-квантов в испытательном объеме, значительно ослабляют поток нейтронов в секторе прямого действия излучений на объект испытаний и трансформируют спектр нейтронного излучения.
D
D
Наиболее близким по техническому решению задачи (прототипом заявляемого изобретения) являются плоские конверторы [5-7] на основе использования тех же материалов (плексиглас и кадмий) и расположенные вне сектора прямого действия излучений симметрично активной зоны (AЗ) реактора, что позволяет использовать в конверсионном процессе нейтроны с других радиальных направлений, не участвующие в создании дозовой нагрузки на объект испытаний. При таком расположении конверторы не экранируют объект испытаний от излучений реактора и не трансформируют спектр нейтронов. Кроме того, вклад дозы гамма-квантов и флюенса нейтронов от двух плоских конверторов в ближней зоне реактора может быть увеличен соответственно до 3,5 и 1,15 раз [6,7] с возможностью регулирования вклада этих компонентов излучений за счет выбора толщины (d) конвертора по зависимости C(d) [7], где значение C рассчитывается по формуле
t - длительность работы реактора на заданной мощности (Р), определяемая по формуле
p
р
ни
ни
Ф
Ф
ни
D и Ф - соответственно доза гамма-излучения и флюенс нейтронов в реперной точке испытательного объема при стандартной толщине конверторов, нормированные на один нейтрон из AЗ реактора; k - коэффициент пропорциональности, н/Дж; D и Ф - доза гамма-излучения и флюенс нейтронов, заданные для их воспроизведения в испытательном объеме, С - коэффициент усиления флюенса нейтронов за счет конверторов, определяемый по зависимости С(d) [7]. Однако и этот уровень воздействия дозы гамма-излучения не всегда достаточен. При испытании некоторых образцов техники требуются дозы с более высокими значениями D, что не всегда можно реализовать в испытательном объеме с помощью плоских конверторов.
Технический результат предлагаемого изобретения заключается в увеличении вклада дозы гамма-квантов и флюенса нейтронов от конвертора в испытательном объеме реактора, что позволяет расширить перечень испытываемых объектов и уменьшить время на проведение испытаний.
Технический результат достигается тем, что конструкция устройства выполнена в форме полого шарового сегмента из съемных листовых блоков, расположенных на каркасе из радиальных дуг и вертикальных колец.
2
Оценка параметров излучений в испытательном объеме реактора ПРИЗ-М (12 ЦНИИ МО РФ) от двух плоских конверторов - прототипа заявляемого изобретения и конвертора в форме полого шарового сегмента с одинаковым составом материалов, одинаковыми толщинами конверторов (7,7 см) и площадями поверхностей конверторов (6,46 м) проведена расчетным методом статистических испытаний (Монте-Карло), реализованном в программе MCNP. В расчетных схемах использовались пластины плексигласа толщиной 1 см, чередующиеся с пластинами кадмия толщиной 0,1 см.
На фиг. 1 приведены схемы конструкции устройства в форме шарового сегмента, где а) вид сбоку - по стрелке А, б) вид сверху - по стрелке Б, в) вид со стороны объекта испытаний - по стрелке В. 1 - транспортная платформа с оборудованием реактора, 2 - радиальные дуги каркаса, 3 - вертикальные кольца для крепления радиальных дуг, 4 - съемный листовой блок, 5 - место расположения активной зоны реактора. На схеме блока 4 показаны листы плексигласа (7) - замедлителя быстрых нейтронов, чередующиеся с листами кадмия (6) - поглотителя медленных нейтронов. R - внешний радиус сегмента, h - высота сегмента, d - общая толщина листов плексигласа и кадмия в блоке.
На фиг. 2 приведены зависимости коэффициентов (С) усиления дозы гамма-квантов (1, 2) и флюенса нейтронов (3, 4) от толщины (d) конверторов на расстоянии R=1 м от центра A3 для шарового (1, 3) и двух плоских (2, 4) конверторов. Значения коэффициентов усиления приведены относительно стандартной толщины конвертора (7,7 см).
На фиг. 3 приведены параметры нагружения Ф(L) и D(L) объекта испытаний длиной L=10 м и шириной d=100 см при его перемещении относительно источника излучений и последовательном облучении с двух противоположных сторон на расстоянии от центра AЗ реактора R=1 м (1,3) и R=1,5 м (2,4) при наличии конвертора в виде шарового сегмента (1,2) или двух плоских конверторов (3, 4). Значения Ф и D нормированы на один нейтрон, выходящий из AЗ. Перемещение объекта и его двухстороннее облучение осуществлялись для обеспечения допустимой неравномерности параметров излучений по длине и ширине испытательного объема.
Эффективная толщина конверторов определялась путем решения оптимизационной задачи, учитывающей два противоречивых условия [6]. В соответствии с первым усиление поля гамма-излучения происходит за счет увеличения толщины конвертора. По второму условию из конвертора исключаются малоэффективные глубинные слои, вклад которых в дозу гамма-излучения не превышает 5%. Таким образом, эффективная толщина плоских конверторов не превышает 11 см, шаровых конверторов - 13 см. На усиление флюенса нейтронов эффективно работают только ближние к AЗ слои водородсодержащего материала, в связи с этим коэффициенты усиления флюенса нейтронов конверторами существенно меньше, по сравнению с гамма-излучением.
Из приведенных в таблице и на фиг. 2-3 данных следует, что эффект усиления дозы гамма-квантов и флюенса нейтронов при работе реактора с конвертором в форме шарового сегмента значительно выше, чем с двумя плоскими конверторами. При этом доза гамма-квантов в ближней зоне реактора увеличивается до 5,5 - 8,8 раз, что в 2,1-2,4 раза больше, чем от двух плоских конверторов, что позволяет расширить перечень испытываемых объектов ВСТ.
Эффект усиления флюенса нейтронов с помощью конвертора в виде шарового сегмента возрастает незначительно (в 1,16 - 1,25 раза), по сравнению с дозой гамма-квантов, тем не менее, в соответствии с формулой (2), во столько же раз сокращается время облучения объекта, что является уже существенным положительным результатом проявления этого эффекта.
D
Для размещения блоков используется каркас из радиальных дуг и вертикальных колец. Выполнение конструкции устройства из съемных листовых блоков позволяет упростить технологию эксплуатации устройства на этапах сборки и разборки конвертора, уменьшения (или увеличения) его толщины, определяемой по зависимости C(d), приведенной на фиг. 2.
Таким образом, устройство на основе полого шарового сегмента является более эффективным средством для формирования параметров излучений в испытательном объеме реактора, по сравнению с плоскими конверторами.
Источники информации
1. Пикапов Г.Л., Грицай В.Н., Костяев С.В., Краснокутский И.С., Нехай Е.Н. Параметры нейтронов и гамма-квантов в испытательном объеме реактора ПРИЗ. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика радиационного воздействия на радиоэлектронную аппаратуру, вып. 2, Москва, 2008, стр. 83-84.
2. 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.
3. 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.
4. Грицай В.Н., Туликов 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.
5. Пикалов Г.Л., Рымарь А.И., Краснокутский И.С., Костяев С.В., Комаров Н.А. Способ формирования поля гамма-нейтронного излучения на исследовательских реакторах. Патент РФ на изобретение №2404467 от 22.10.2009 г.
6. Вязьмин C.O., Михайлова Л.И., Пикалов Г.Л., Чуприн И.А. Использование конверторов для усиления поля гамма-излучения. Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Физика радиационного воздействия на радиоэлектронную аппаратуру. 2012. Вып. 2. С. 101-102.
7. Пикалов Г.Л., Бурлака И.А., Николаев О.А., Краснокутский И.С., Кораблев М.Ю. Способ одновременного воспроизведения заданных значений флюенса нейтронов и экспозиционной дозы гамма-излучения на исследовательских реакторах. Патент РФ на изобретение №2686838 от 21.05.2018 г.