Устройство для формирования параметров излучений в испытательном объеме исследовательского реактора

Изобретение относится к области испытаний объектов на радиационную стойкость в полях излучений исследовательских реакторов. Устройство представляет собой многослойную конструкцию из набора листов водородсодержащего материала - замедлителя быстрых нейтронов, чередующихся с листами из материала, поглощающего медленные нейтроны с образованием гамма-квантов, общая толщина (d) которых определяется по зависимости C_D(d), где С_D - коэффициент усиления дозы гамма-излучения в испытательном объеме реактора. Причем многослойная конструкция устройства выполнена в форме полого шарового сегмента из съемных листовых блоков, размещенных на каркасе из радиальных дуг и вертикальных колец. Техническим результатом является увеличение 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. 1 табл., 3 ил.

 

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_ни) с энергиями более 0,1 МэВ и экспозиционная доза гамма-излучения (D_ни). 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_ни, 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_ни.

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.

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(d) [7], где значение C_D рассчитывается по формуле

t - длительность работы реактора на заданной мощности (Р), определяемая по формуле

D_p и Ф_р - 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_ни и Ф_ни - доза гамма-излучения и флюенс нейтронов, заданные для их воспроизведения в испытательном объеме, С_Ф - коэффициент усиления флюенса нейтронов за счет конверторов, определяемый по зависимости С_Ф(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_ни, 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.

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 м²) 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.

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(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.

Устройство для формирования параметров излучений в испытательном объеме исследовательского реактора, представляющее собой многослойную конструкцию из набора листов водородсодержащего материала, замедляющего быстрые нейтроны, чередующихся с листами из материала, поглощающего медленные нейтроны с образованием гамма-квантов, общая толщина (d) которых определяется по зависимости C_D(d), где С_D - коэффициент усиления дозы гамма-излучения в испытательном объеме реактора, отличающееся тем, что многослойная конструкция устройства выполнена в форме полого шарового сегмента из съемных листовых блоков, размещенных на каркасе из радиальных дуг и вертикальных колец.