СПОСОБ ОДНОВРЕМЕННОГО ВОСПРОИЗВЕДЕНИЯ ЗАДАННЫХ ЗНАЧЕНИЙ ФЛЮЕНСА НЕЙТРОНОВ И ЭКСПОЗИЦИОННОЙ ДОЗЫ ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ НА ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРАХ
METHOD OF SIMULTANEOUS REPRODUCING SPECIFIED NEUTRON FLUENCE VALUES AND EXPOSURE DOSE OF GAMMA-RADIATION IN RESEARCH REACTORS

Изобретение относится к области испытаний объектов на радиационную стойкость в полях излучений исследовательских реакторов, которые являются мощными источниками нейтронов и сопутствующего гамма-излучения.
К объектам испытаний относятся изделия электронной техники (ИЭТ), используемые в образцах военной и специальной техники при выполнении работ в полях излучений ядерных взрывов или при ликвидации последствий радиационных аварий.
зад
зад
зад
зад
зад
При оценке стойкости изделий на реакторах по необратимым (остаточным) последствиям облучения нормами испытаний являются флюенс нейтронов (Ф) и экспозиционная доза гамма-излучения (D), эквивалентные по воздействию излучениям в реальных радиационных полях. Задача методического обеспечения испытаний заключается в том, чтобы воспроизвести нормы испытаний не только по уровню воздействия, но и одновременно, что может быть реализовано только за счет воспроизведения отношения Ф/D. В штатных режимах работы реакторов эта задача не всегда выполнима, т.к. при воспроизведении Ф на различных расстояниях (R) от центра активной зоны (АЗ) реактора доза гамма-излучения значительно меньше требуемой величины.
зад
Известен способ [1] воспроизведения заданных параметров излучений путем последовательного облучения ИЭТ на разных установках. Сначала воспроизводятся значения Ф на реакторе, затем недостающая доза гамма-излучения добирается на статических гамма-источниках типа ГУ-200, РХ-γ-30 или др., что требует больших затрат времени и трудовых ресурсов.
Для усиления поля гамма-излучения предложены устройства, конвертирующие тепловые нейтроны в гамма-кванты (конверторы), в виде различных конструкциЙ коробчатого типа [2], цилиндра [3] или усеченного конуса [4], 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.
Наиболее близким по техническому решению задачи (прототипом предлагаемого способа) является способ одновременного воспроизведения заданных значений флюенса нейтронов и экспозиционной дозы гамма-излучения [5], основанный на суперпозиции полей излучений от реактора и конверторов из пластин водородсодержащего материала, чередующихся с пластинами кадмия. Размещены конверторы вне сектора прямого действия излучений реактора на объект испытаний, что позволяет использовать в конверсионном процессе нейтроны с других радиальных направлений, не участвующие в создании дозовой нагрузки на объект испытаний. Кроме того, конверторы не экранируют объект испытаний от излучения реактора, не трансформируют спектр нейтронов и в несколько раз увеличивают дозовую нагрузку за счет вторичного гамма-излучения.
зад
зад
зад
зад
8
9
2
9
2
Диапазон воспроизводимых значений Ф/D составляет (5⋅10-2⋅10) н/см⋅Р, что не является достаточным для всех объектов испытаний. Например, для испытаний аппаратуры некоторых образцов наземной и авиационной техники требуются поля излучений в более высоком диапазоне значений Ф/D (до 5⋅10 н/см⋅Р). Кроме того, технология воспроизведения норм испытаний весьма сложна, что обусловлено следующими факторами:
зад
зад
зад
Способ применим только для испытаний крупногабаритных объектов, размещаемых на определенном расстоянии от АЗ (для реактора ПРИЗ-М это расстояние равно 115 см). При таком варианте размещения объекта равномерное поле излучений в испытательном объеме создается за счет движения платформы с источниками излучений (реактора с конверторами) вдоль объекта испытаний. При этом закономерности пространственного распределения контролируемых параметров излучений в испытательном объеме при подвижном реакторе не применимы при работе реактора в штатном режиме (без перемещения). Кроме того, воспроизведение Ф достигается за счет выбора скорости движения платформы при заданной мощности реактора, что требует применения сложного в управлении шагового двигателя типа FL110STH150 с электронным блоком типа АМД-28. Воспроизведение D (одновременно с Ф) осуществляется за счет выбора толщины конверторов, их количества и варианта (схемы) размещения конверторов у АЗ реактора, что также является непростой задачей, требующей проведения сложных расчетно-экспериментальных исследований. Кроме того, погрешности результатов этих исследований превышают допустимые значения. Таким образом, требуются новые упрощенные технологии воспроизведения норм испытаний.
зад
зад
Цель изобретения заключается в одновременном воспроизведении заданных значений флюенса нейтронов и экспозиционной дозы гамма-излучения в широком диапазоне значений Ф/D и в упрощении технологии воспроизведения норм испытаний.
0,1
γ
0,1
γ
0,1
γ
зад
зад
n
0,1
n
зад
n
Технический результат достигается тем, что в испытательном объеме реактора формируют поле гамма-нейтронного излучения с использованием конверторов тепловых нейтронов в гамма-кванты, расположенных вне сектора прямого воздействия излучений реактора симметрично активной зоны. На расстояниях (R) вдоль оси, проходящей через центр АЗ в направлении прогнозируемого размещения объекта испытаний, измеряют флюенс нейтронов с энергиями более 0,1 МэВ (Ф) и экспозиционную дозу гамма-излучения (D) при постоянных размерах конверторов и выбранной схеме их размещения. Затем по зависимости Ф(R)/D(R) определяют расстояние, где Ф/D=Ф/D, а по зависимости К(R)=Ф(R)/N - значение параметра К. Далее по формуле P⋅t=Ф/К⋅α выбирают 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 - энерговыделение в активной зоне реактора.
На Фиг. 1 приведена схема одного из вариантов размещения объекта испытаний и конверторов у АЗ реактора (вид сверху), где
1 - активная зона реактора;
2 - конверторы;
3 - объект испытаний.
n
0,1
γ
γ
2
На Фиг. 2 приведены пространственные распределения флюенса нейтронов (1) с энергиями более 0,1 МэВ: К(R)=Ф(R)/N, н/см⋅имп и экспозиционной дозы гамма-излучения (2): K(R)=D(R)/N вдоль оси, проходящей через центр АЗ реактора в направлении объекта испытаний (см. Фиг. 1), нормированные на импульс измерительного канала на основе камеры деления КНТ-54.
0,1
γ
На Фиг. 3 приведены зависимости отношений контролируемых параметров излучений Ф(R)/D(R) от расстояния R до центра АЗ реактора.
n
зад
Зависимость К(R), приведенная на Фиг. 2, позволяет прогнозировать энерговыделение (Q) в АЗ реактора, необходимое для воспроизведения Ф, по соотношению
Если учесть, что по определению Q=P⋅t, тогда
зад
Следовательно, воспроизведение Ф достигается за счет выбора режима работы реактора (Р и t), при котором выполняется равенство (2).
зад
зад
Воспроизведение D (одновременно с Ф) осуществляется за счет выбора расстояния от центра АЗ до объекта испытаний, на котором
Алгоритм одновременного воспроизведения заданных параметров излучений на исследовательских реакторах предлагаемым способом заключается в следующем:
- В испытательном объеме реактора на расстояниях вдоль оси, проходящей через центр АЗ в направлении прогнозируемого размещения объекта испытаний, измеряют флюенс нейтронов с энергиями более 0,1 МэВ и экспозиционную дозу гамма-излучения при постоянных размерах конверторов и выбранной схеме их расположения.
0,1
γ
0,1
γ
зад
зад
- По зависимости Ф(R)/D(R), приведенной на Фиг. 3, выбирается расстояние для размещения объекта испытаний, на котором Ф/D=Ф/D.
n
n
- По зависимости К(R), приведенной на Фиг. 2, определяется значение К, затем прогнозируются энерговыделение в АЗ по соотношению (1) и количество импульсов измерительного канала за время облучения объекта испытаний по формуле N=Q⋅α.
- Режим работы реактора: мощность и время облучения ИЭТ выбираются по соотношению (2).
3
13
2
3
4
2
зад
зад
n
Апробация предлагаемого способа проводилась на исследовательском реакторе ПРИЗ-М [6] при постоянных размерах конверторов 110×80×7 см и постоянной схеме их размещения у АЗ реактора, приведенной на Фиг. 1. Для проверки работоспособности способа воспроизведены значения Ф=1,6⋅10 н/см и D=4⋅10 Р, требуемые при испытании блоков ракетной техники, которые реализуются на R=35 см при работе реактора на мощности 2 кВт за 1 час и 3,36 мин при значениях К=1,4⋅10 н/см⋅имп, α=150,3 имп/Дж.
Погрешности воспроизведения флюенса нейтронов с энергиями более 0,1 МэВ и экспозиционной дозы гамма-излучения с доверительной вероятностью 0,95 равны соответственно ±16% и ±20% и не превышают допустимых значений.
зад
зад
8
9
2
Диапазон воспроизводимых значений Ф/D на расстояниях от 120 см до 30 см составляет (8⋅10-5⋅10) н/см⋅Р (Фиг. 3), что вполне удовлетворяет требованиям нормативных документов к параметрам модельных полей излучений на реакторах, в т.ч. при испытании изделий наземной и авиационной техники.
зад
зад
Упрощение технологии воспроизведения норм испытаний достигается за счет использования реактора в штатном режиме работы (без его перемещения относительно объекта испытаний), применения конверторов с постоянными размерами при постоянной схеме их размещения у активной зоны реактора и выбора только двух параметров (R и t) для воспроизведения D и Ф в одном временном интервале.
зад
зад
зад
зад
Таким образом, предлагаемый способ позволяет воспроизводить D одновременно с Ф в широком диапазоне значений Ф/D и при упрощенной технологии воспроизведения норм испытаний.
Источники информации
1. Анисимов А.В., Данилов В.П., Пикалов Г.Л., Костяев Ю.Г. Воспроизведение воздействия проникающих излучений на моделирующих установках // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика радиационного воздействия на радиоэлектронную аппаратуру, вып. 1. - Лыткарино, 2009, стр. 36-38.
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., 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.
5. 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.
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.