Трансформатор гамма-нейтронного излучения



Трансформатор гамма-нейтронного излучения
Трансформатор гамма-нейтронного излучения
Трансформатор гамма-нейтронного излучения

 


Владельцы патента RU 2559198:

Федеральное государственное казенное учреждение "12 Центральный научно-исследовательский институт" Министерства обороны Российской Федерации (RU)

Изобретение относится к средствам моделирования параметров гамма и нейтронного излучений ядерного взрыва на исследовательских ядерных реакторах с отражателями нейтронов. Устройство представляет собой двухслойную оболочку у активной зоны ядерного реактора, включающей делящийся материал (1) и отражатель нейтронов (2). Первый слой оболочки выполнен из водородсодержащего материала (3) толщиной, обеспечивающей замедление нейтронов до энергий, характерных для типового ядерного взрыва. Второй слой оболочки расположен с внешней стороны водородсодержащего слоя и выполнен из материала с большим сечением радиационного захвата тепловых нейтронов толщиной (4), обеспечивающей получение характерного для типового ядерного взрыва соотношения доз нейтронов и гамма-излучения. Устройство также содержит детектор излучений (5). Техническим результатом является возможность проведения испытания изделий электронной техники на моделирующих установках в соответствии с требованиями государственных стандартов с использованием параметров излучений, характерных для типового ядерного взрыва. 1 табл., 2 ил.

 

Предлагаемое изобретение относится к области моделирования параметров гамма и нейтронного излучений ядерного взрыва (ЯВ) на исследовательских ядерных реакторах.

В соответствии с требованиями государственных стандартов испытания аппаратуры и изделий электронной техники на воздействие радиационных факторов ядерного взрыва проводятся на моделирующих установках в условиях, приближенных к реальным полям излучений взрыва, в первую очередь, по спектральным и дозовым характеристикам.

Известны устройства для трансформации спектра быстрых нейтронов [1], представляющие собой плоские экраны у активной зоны (АЗ) реактора ИР-50. Спектральный состав нейтронов исследовался с целью изучения защитных свойств материалов в интервале энергий более 0,1 МэВ. Влияние рассеянного излучения, а также трансформация спектра нейтронов в области промежуточных энергий (менее 0,1 МэВ) в данной работе не рассматривались.

Для создания равномерного поля излучений в большом испытательном объеме реактора БАРС предложено устройство [2] в виде усеченного конуса из набора полиэтиленовых пластин, чередующихся с пластинами кадмия. Форма и размеры конуса подобраны таким образом, чтобы ослабить поток нейтронов в центральной области объекта испытаний и увеличить дозу гамма-излучения (до 30%) по краям объекта.

Прототипом предлагаемого технического решения является устройство [3], установленное у АЗ ядерного реактора БАРС в виде многослойной оболочки: первый слой из железа толщиной 4,5 см, второй - из полиэтилена толщиной 7 см, расположенный поверх железного, и внешний гадолиниевый слой толщиной 0,02-0,2 см. Полиэтилен и железо использовались для замедления нейтронов, гадолиний - для генерации гамма-квантов при захвате тепловых нейтронов.

Отличительной особенностью предлагаемого технического решения является отсутствие в оболочке слоя из железа, а также использование в качестве замедлителя любого водородосодержащего материала, что позволяет существенно расширить возможности изготовления трансформатора, по сравнению с прототипом. Отказ от железа обусловлен тем, что нейтроны, излучаемые с поверхности АЗ реактора, должны замедлиться после прохождения трансформатора до средней энергии Еср=0.34 МэВ, характерной для «равновесной» зоны ЯВ. На поверхности АЗ реактора без отражателя нейтронов типа БАРС средняя энергия нейтронов равна1,6 МэВ, а для реактора с отражателем нейтронов типа ПРИЗ-М - 0,67 МэВ [4]. Медный отражатель нейтронов толщиной 10 см возвращает в АЗ до 20% нейтронов. Остальные нейтроны, проходя через отражатель, выполняют в определенной степени функцию железной оболочки, как замедлителя нейтронов, затем, замедляясь в трансформаторе излучений, участвуют в формировании модельного поля. Замена гадолиниевого слоя кадмиевым является также принципиально важным техническим решением как с точки зрения доступности и дешевизны кадмия, так и хороших его ядерно-физических характеристик, по сравнению с гадолинием и другими редкоземельными элементами. Сечение радиационного захвата тепловых нейтронов у кадмия достаточно велико и равно 2550 барн. Отсюда следует, что известные устройства-аналоги не могут быть применены по своему прямому назначению для реакторов с отражателями нейтронов. Поэтому для моделирования на этих реакторах энергетических и дозовых характеристик излучений, характерных для типового ядерного взрыва, необходима другая конструкция трансформатора.

Технический результат, на решение которого направлено изобретение, заключается в разработке устройства, позволяющего моделировать на реакторах с отражателями нейтронов (типа ПРИЗ-М) параметры излучений (прежде всего, энергетический спектр нейтронов и соотношение доз нейтронов Dn и гамма-излучения Dγ в диапазоне Dn/Dγ=0,5-2,0), характерные для типового ядерного взрыва.

Технический результат достигается за счет использования двухслойной оболочки у активной зоны ядерного реактора, первый слой которой выполнен из водородсодержащего материала толщиной, обеспечивающей замедление нейтронов до энергий, характерных для типового ядерного взрыва, а второй слой оболочки, расположенный с внешней стороны водородсодержащего слоя, выполнен из материала с большим сечением радиационного захвата тепловых нейтронов толщиной, обеспечивающей получение характерного для типового ядерного взрыва значения Dn/Dγ (см. Фиг.1).

Механизм работы трансформатора основан на физике взаимодействия нейтронов с материалами [5]. Быстрые нейтроны с энергиями более 1 МэВ хорошо замедляются в тяжелых материалах (железо, медь, никель и др.) в результате неупругого рассеяния и реакций с образованием заряженных частиц. Для нейтронов с энергиями менее 1 МэВ наиболее эффективными замедлителями являются водородсодержащие материалы: полиэтилен, плексиглас, дифенил и др. В этих материалах нейтроны теряют энергию, в основном, в результате упругих столкновений с ядрами водорода и углерода [6]. Отношение Dn/Dγ за трансформатором зависит не только от энергии замедлившихся нейтронов, но и от количества поглощенных тепловых нейтронов в реакции радиационного захвата, в результате которой образуются вторичные гамма-кванты, усиливающие поле первичного гамма-излучения от реактора. Для решения этой задачи с внешней стороны водородсодержащего слоя размещается слой материала с большим сечением радиационного захвата тепловых нейтронов, например слой кадмия. Размещение водородсодержащего материала перед слоем кадмия способствует накоплению тепловых нейтронов у внешнего слоя, конвертирующего эти нейтроны в гамма-кванты, в результате увеличивается доза гамма-излучения за трансформатором.

Для определения толщины слоев оболочки трансформатора проведены расчеты параметров гамма-нейтронного излучения за водородсодержащими материалами и кадмием методом дискретных ординат по программе РО3-6 [7]. Расчетные данные приведены в таблице.

Таблица - Расчетные параметры излучений за трансформатором с разными водородсодержащими материалами и кадмием толщиной 1 мм

Из анализа результатов исследований следует, что для воспроизведения за трансформатором параметров излучений, характерных для типового ядерного взрыва, толщина водородсодержащих материалов должна находиться в пределах (3,3-6,3) см, а толщина кадмиевого слоя - 0,1 см. При этих толщинах средняя энергия нейтронов за трансформатором равна (0,31-0,34) МэВ, а отношение Dn/Dγ=0,98-1,02, т.е. достигаются требуемые значения параметров излучений. Расчетные данные подтверждаются (с погрешностью до 15%), результатами экспериментальных исследований с помощью активационных детекторов нейтронов и гамма-дозиметров СГД-8. Энергетический спектр нейтронов за трансформатором приведен на Фиг. 2.

Фиг. 1 - Схема размещения трансформатора у АЗ реактора

Активная зона: делящийся материал (1) с отражателем нейтронов (2), состав трансформатора: слой водородсодержащего материала (3), слой материала-поглотителя тепловых нейтронов (4), детектор излучений (5).

Фиг. 2 Энергетические спектры нейтронов:

1 - перед трансформатором излучений, 2 - за трансформатором излучений, 3 - спектр нейтронов в «равновесной» зоне типового ядерного взрыва.

Таким образом, применение данного устройства позволяет проводить испытания изделий электронной техники на ядерных реакторах типа ПРИЗ-М в соответствии с требованиями государственных стандартов.

Литература

1. Веселкин А.П. и др. Спектры быстрых нейтронов. Атлас. Атомиздат. 1970.

2. Грицай В.Н., Гуликов А.А., 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 24.05.2005 г.

3. Вязьмин С.О., Кондурушкин Н.А., Николаев О.А., Пикалов Г.Л., Терешкин И.С., Шаховский В.В. Проникающие излучения ядерного взрыва. // Физика ядерного взрыва. Том 3. М.: Физматлит. 2013. С.240-242.

4. Комаров Н.А., Краснокутский И.С., Нехай Е.Н., Пикалов Г.Л. Характеристика излучений реактора ПРИЗ-М. Научно-технический сборник «Методы и средства обеспечения испытаний образцов военной и специальной техники на радиационную стойкость». 12 ЦНИИ МО РФ. Сергиев Посад. 2014. С.19-25.

5. Левин В.Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. М.: Атомиздат. 1975.

6. Атлас эффективных нейтронных сечений. АН СССР. 1955 г.

7. Волощенко А.М., Дубинин А.А. РОЗ-6,5. Программа для решения уравнения переноса нейтронов, фотонов и заряженного излучения методом дискретных ординат в одномерных геометриях. ИПМ им. М.В. Келдыша РАН. М.: 1998.

Трансформатор гамма-нейтронного излучения, представляющий собой многослойную оболочку у активной зоны ядерного реактора с отражателем нейтронов, отличающийся тем, что первый слой оболочки выполнен из водородсодержащего материала толщиной, обеспечивающей замедление нейтронов до энергий, характерных для типового ядерного взрыва, а второй слой оболочки расположен с внешней стороны водородсодержащего слоя и выполнен из материала с большим сечением радиационного захвата тепловых нейтронов толщиной, обеспечивающей получение характерного для типового ядерного взрыва соотношения доз нейтронов и гамма-излучения.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к области испытаний на радиационную стойкость крупногабаритных объектов военного или гражданского назначения, в том числе предназначенных для выполнения работ в радиационных полях ядерно-технических установок или при ликвидации последствий радиационных аварий.

Изобретение относится к средствам для диагностики и динамического мониторирования с виртуальным отображением органов пациента и процедуры разрешения проблемных диагностических и лечебно-реабилитационных ситуаций, а также при повышении квалификации и в научной деятельности.

Изобретение относится к радиационным методам обработки минералов для изменения их оптико-механических свойств, в частности повышения их ювелирной ценности. .

Изобретение относится к области методологии формирования полей гамма-нейтронного излучения на исследовательских реакторах и может быть использовано при испытаниях объектов, в первую очередь крупногабаритных, на радиационную стойкость.

Изобретение относится к устройствам для получения экстремального ультрафиолетового (ЭУФ) излучения из плазмы импульсно- периодического вакуумного разряда, инициируемого лазером между вращающимися электродами.

Изобретение относится к устройствам для получения экстремального ультрафиолетового (ЭУФ) излучения высокой средней мощности из плазмы импульсно-периодического вакуумного разряда, инициируемого лазером между вращающимися электродами.

Изобретение относится к генераторам разовых импульсов нейтронов и рентгеновского излучения и предназначено для проведения ядерно-физических исследований, изучения радиационной стойкости и генерирования нейтронных пучков.

Изобретение относится к способу и устройству для вентиляции устройства для облучения пучком электронов по меньшей мере одной стороны полотна. .

Изобретение относится к ядерной медицине и может быть использовано при терапии онкологических заболеваний. .

Изобретение относится к средствам охраны окружающей среды и объектов от загрязнений, анализа состояния радиоактивных веществ и может быть использовано при испытаниях ядерного оружия и других ядерно-физических установок (ЯФУ). Способ определения ядерного энерговыделения включает измерение наведенной активности содержащегося в почве Na-24, образовавшегося от потока нейтронов вследствие ядерной реакции деления (ЯРД) на исследуемом объекте, выполнение нейтронно-физических расчетов, определение величины энерговыделения по выведенным зависимостям. Нейтронно-физические расчеты включают корректировку измеренной активности Na-24 от нейтронного потока по глубине почвы, концентрации природного Na-23 и алгоритмы перехода к энерговыделению. Техническим результатом является возможность определения факта энерговыделения и его величины при возникновении внештатных аварийных ситуаций на ЯФУ в отсутствие предварительно установленных систем регистрации ионизирующих излучений при возникновении любых ЯРД. 2 н.п. ф-лы.
Наверх