Способ формирования поля гамма-нейтронного излучения на исследовательских реакторах

Способ формирования поля гамма-нейтронного излучения на исследовательских реакторах

Иллюстрации

Показать все

Реферат

Изобретение относится к области методологии формирования полей гамма-нейтронного излучения на исследовательских реакторах. Оно может быть использовано при испытаниях объектов, особенно крупногабаритных, на радиационную стойкость. В качестве объектов испытаний могут быть образцы вооружения и военной техники, а также устройства-роботы, оснащенные радиоэлектронными блоками и выполняющие спецработы при чрезвычайных ситуациях (авариях) на ядерно-опасных объектах, космические аппараты или другая техника.

Потребность в разработке данного способа обусловлена необходимостью увеличения вклада гамма-излучения в поле радиационного нагружения объекта до 2-3 раз и большими неравномерностями пространственного распределения излучений в реакторном помещении, что при экспериментальной оценке стойкости объекта в соответствии с требованиями нормативных документов не должно превышать 30%. Значения параметров излучений на поверхности крупногабаритного объекта могут различаться до трех раз, а доза гамма-излучения в местах размещения объекта в испытательных объемах реакторов обычно меньше требуемых значений.

Особое место в проблеме оценки стойкости отводится вопросам испытания объекта в штатных режимах работы с учетом взаимодействия всех электронных блоков. Особенности испытаний объектов в целом как носителей аппаратуры связаны с их большими габаритами, в результате чего требования нормативных документов к методам испытаний не всегда выполнимы.

Известно техническое решение по формированию полей проникающих излучений на исследовательском ядерном реакторе БАРС с помощью набора материалов из свинца, железа и полиэтилена для градуировки нейтронных детекторов [1]. При этом ставилась задача сформировать на расстоянии 82 см от активной зоны (АЗ) реактора модельное опорное поле с определенными спектральными характеристиками нейтронов и малым вкладом сопутствующего гамма-излучения.

Для формирования смешанных гамма-нейтронных полей на реакторах в радиобиологических экспериментах при небольшом вкладе гамма-излучения в суммарной дозе применяются свинцовые [2] или борсодержащие и титановые [3] фильтры различной толщины.

По способу [4] необходимое для облучения биологических объектов поле излучений формируется внутри устройства, содержащего объемный замедлитель нейтронов из водородсодержащего материала с полостью и конвертор из Cd или Cd и W, преобразующий замедленные нейтроны в гамма-кванты и установленный в полости замедлителя. При этом большие толщины замедлителя приводят к потере практически всех быстрых нейтронов и в рабочей полости формируется, в основном, поле гамма-излучения.

Приведенные технические решения не могут быть применены при испытаниях объектов на радиационную стойкость, поскольку не обеспечивают допустимую неравномерность поля излучений по длине объекта и требуемые соотношения флюенса нейтронов к дозе гамма-излучения.

Способы трансформации излучений реакторов с помощью n-γ конверторов были рассмотрены в работах [5, 6], где приведены результаты экспериментальных исследований параметров излучений внутри конструкций коробчатого типа [5] и цилиндров [6], изготовленных из водородсодержащих материалов (полипропилена, полиэтилена) с окисью кадмия [5] или пластин металлического кадмия толщиной 1 мм [6], размещаемых вблизи активной зоны исследовательских реакторов. Требуемые поля излучений формировались в полости конверторов, что давало возможность в рабочих объемах конструкций варьировать соотношением доз гамма-излучения и нейтронов в десятки раз.

Однако предложенные способы формирования поля гамма-нейтронного излучения предназначены только для испытания малогабаритных изделий. Применение данных технических решений для оценки радиационной стойкости образцов крупногабаритной техники практически невозможно в связи с трудностями их реализации. Следует отметить, что увеличение вклада дозы гамма-излучения в рабочих объемах данных устройств происходит за счет реакции радиационного захвата, т.е. исключения из процесса тех нейтронов, которые создают дозовую нагрузку на объект испытаний.

Наиболее близким по техническому решению задачи (прототипом предлагаемого способа) является способ формирования поля радиационного нагружения объектов при их испытании на радиационную стойкость [7].

Сущность способа-прототипа заключается в том, что радиационное поле с необходимыми характеристиками излучений формируется путем суперпозиции полей излучений от реактора и специального устройства, конвертирующего нейтроны в гамма-кванты. Устройство-конвертор выполнено в виде конуса из набора пластин водородсодержащего замедлителя нейтронов, чередующихся с пластинами кадмия, поглощающего тепловые нейтроны, и размещаемого между активной зоной реактора и объектом испытаний. В результате использования данного способа в испытательном объеме реактора формируется однородное поле излучений, а вклад дозы гамма-излучения увеличивается до 30%.

Однако данный способ имеет и определенные недостатки, ограничивающие его применение. В частности, увеличение дозы гамма-излучения в 1,3 раза не решает проблемы в целом. Для того чтобы нормы испытаний в реакторном помещении отвечали требованиям нормативных документов, вклад дозы гамма-квантов относительно флюенса нейтронов в испытательных объемах реакторов необходимо увеличить как минимум в 2-3 раза. Кроме того, устройство-конвертор снижает дозовую нагрузку на объект за счет экранирующего действия. Компенсировать дозовую нагрузку можно только путем увеличения мощности реактора или времени облучения, что с точки зрения оперативности проведения испытаний и экономических показателей не всегда целесообразно.

Техническим результатом, на которое направлено предлагаемое изобретение, является увеличение вклада дозы гамма-излучения в испытательном объеме реакторного зала и обеспечение требований нормативных документов по однородности (равномерности распределения параметров) поля излучений.

Технический результат достигается тем, что устройства, конвертирующие нейтроны в гамма-кванты, располагают вне сектора прямого воздействия излучений реактора симметрично нормали, проходящей от центра активной зоны реактора на продольную ось объекта испытаний, а сам реактор вместе с устройствами-конверторами перемещают вдоль объекта испытаний с постоянной скоростью, обеспечивающей однородность поля и воспроизведение заданных параметров излучений, при этом длину пути движения реактора, в зависимости от числа реверсных перемещений реактора, выбирают равной (или кратной) длине объекта испытаний.

Увеличение вклада дозы гамма-излучения достигается путем размещения конверторов вне зоны затенения объекта испытаний от прямого излучения АЗ реактора. В отличие от прототипа в предлагаемом способе конверторы работают на нейтронах, приходящих с других радиальных направлений от АЗ реактора, т.е. не участвующих в процессе прямого радиационного воздействия на объект. Кроме того, сами устройства-конверторы практически не влияют на ослабление быстрых нейтронов, создающих дозовую нагрузку на объект, что позволяет проводить испытания при меньших временах облучения или мощностях работы реактора.

Симметричность расположения устройств-конверторов, а также перемещение реактора вместе с конверторами относительно объекта испытаний преследуют цель создания однородного поля излучения с равномерным распределением параметров излучений в испытательном объеме.

Специфика работы некоторых типов реакторов, таких как ПРИ3-М (ФГУ 12 ЦНИИ МО РФ), заключается в том, что после выхода на заданную мощность он может перемещаться, в случае необходимости, по рельсовому пути до середины испытательного зала и в обратном направлении. Эта особенность работы реактора была использована при разработке данного способа формирования однородного поля гамма-нейтронного излучения в рабочем пространстве испытательного зала.

Определение оптимальной скорости движения реактора необходимо как для воспроизведения заданных параметров излучений в испытательном объеме реакторного зала, так и для обеспечения однородности радиационного поля.

Воспроизведение заданных значений параметров излучений на поверхности объекта зависит от выбранного режима работы реактора (мощности, длительности облучения, скорости перемещения). Режим работы реактора и воспроизводимое значение флюенса нейтронов связаны соотношением

где Р - мощность реактора, Вт;

Ф_зад - заданное значение флюенса нейтронов, н/см²;

k - коэффициент пропорциональности, определяемый экспериментальным путем, н·см^-2/Вт·ч;

t=Ln/V - длительность облучения, ч;

V - скорость движения реактора, см/ч;

L - длина объекта испытаний, см;

n - число реверсных направлений движения реактора.

Тогда при выбранных значениях мощности реактора и числа реверсов необходимая скорость движения реактора может быть определена по следующей формуле:

Очевидно, что для обеспечения однородности поля излучений реактор должен начинать и заканчивать движение напротив крайних точек объекта испытаний. Поэтому длину пути движения реактора (Ln) выбирают равной или кратной (в случае реверсивных перемещений реактора) длине объекта испытаний. При этом n должно быть целым числом. Необходимая скорость движения реактора может быть всегда реализована при использовании шагового двигателя типа FL110STH150 с электронным блоком управления AMD-28, позволяющего регулировать скоростной режим в широком диапазоне.

Перечень фигур

Фиг.1. Схема размещения устройств-конверторов при проведении испытаний.

1 - Активная зона реактора;

2 - устройства-конверторы;

3 - объект испытаний;

4 - сектор прямого воздействия излучений реактора на объект испытаний;

5 - рельсовый путь;

а, в - крайние положения реактора относительно объекта испытаний;

б - промежуточное положение реактора.

Фиг.2. Распределение флюенса нейтронов с энергиями более 0,1 МэВ по длине объекта испытаний.

1 - При неподвижном положении реактора (напротив центра объекта испытаний) без конверторов;

2 - при движении реактора без конверторов;

3 - при движении реактора с конверторами,

где Ф - флюенс нейтронов;

R - расстояние от начальной точки движения реактора.

Фиг.3. Распределение экспозиционной дозы гамма-излучения по длине объекта испытаний.

1 - При неподвижном положении реактора (напротив центра объекта испытаний) без конверторов;

2 - при движении реактора без конверторов;

3 - при движении реактора с конверторами,

где D_γ - экспозиционная доза гамма-излучения;

R - расстояние от начальной точки движения реактора.

С целью апробации предложенного способа было изготовлено два устройства-конвертора с размерами 110×80×15 см из листов плексигласа толщиной 1 см, чередующихся с листами кадмия толщиной 0,1 см. Схема одного из возможных вариантов размещения устройств-конверторов относительно АЗ реактора и объекта испытаний приведена на фиг.1. При этом объект испытаний располагался на расстоянии 115 см по нормали к центру АЗ реактора. Конверторы устанавливались на расстоянии 150 см от облучаемого объекта под углом 75° к его продольной оси. Расстояние между конверторами, установленными симметрично относительно нормали из центра A3 к продольной оси объекта, составляло 160 см. В данном случае на объект воздействовали три объемных источника, разнесенных друг от друга в пространстве, в результате чего улучшалась однородность поля излучения. Выход нейтронов из АЗ реактора регистрировался штатным измерительным каналом, включенным в режим интегрального набора импульсов. Флюенс нейтронов с энергиями более 0,1 МэВ измерялся активационными детекторами, экспозиционная доза гамма-излучения - дозиметрами СГД-8. Погрешности измерений контролируемых параметров излучений с доверительной вероятностью 0,95 не превышали 15%.

Для воспроизведения флюенса нейтронов Ф_зад=10¹² н/см² при длине объекта испытаний L=400 см были выбраны следующие параметры: Р=1,5 кВт, n=2,

k=4,8·10⁸ н·см^-2/Вт·ч. В этом случае в соответствии с формулой (2) скорость движения реактора равна 115,2 см/ч.

Вклад дозы гамма-излучения от конверторов (ε) оценивается по соотношению

где

F₁ и F₂ - выход нейтронов из АЗ при движении реактора с конверторами и без конверторов;

и Ф^ср - экспозиционная доза гамма-излучения и флюенс нейтронов с энергиями более 0,1 МэВ, усредненные на поверхности объекта, обращенной к источнику.

Экспериментальные данные приведены в таблице 1.

Таблица 1.
Результаты экспериментальных исследований
Наличие конвертора	Фср·1012,н/см2	P	F·1017, нейтронов	ξ1	ξ2	ε
Без конверторов	1,21	444	4,12	-	-	-
С конверторами	1,53	1468	4,6	2,96	1,13	2,6

Из данных таблицы 1 следует, что флюенс нейтронов Ф^ср за счет применения конверторов увеличился на 13%. В то же время экспозиционная доза гамма-излучения увеличилась в 2,96 раза. Отсюда эффект конверторов равен 2,96/1,13=2,6.

Вклад дозы гамма-излучения от применения конверторов может быть скорректирован в нужную сторону путем изменения толщины и количества конверторов, а также их расположения относительно A3 реактора.

Однородность поля излучений (ζ) оценивалась по соотношению

где A_max, A_min - соответственно максимальное и минимальное значения контролируемого параметра.

Распределения флюенса нейтронов с энергиями более 0,1 МэВ и экспозиционной дозы гамма-излучения на поверхности объекта испытаний, обращенной к источнику, при различных вариантах формирования поля излучений (с конверторами и без конверторов, в стационарном положении реактора и в движении) приведены на фиг.2,3.

Результаты приведенных исследований показывают, что при движении реактора с конверторами (вариант 3) существенно улучшается однородность поля излучений по сравнению с другими вариантами формирования радиационного поля нагружения объекта испытаний.

Положительный эффект предлагаемого изобретения заключается в создании однородного поля радиационного нагружения объекта испытаний и в существенном повышении вклада дозы гамма-излучения в испытательном объеме реактора. Способ может быть использован при испытаниях крупногабаритных объектов на радиационную стойкость в соответствии с требованиями нормативных документов.

Источники информации

1. Севастьянов В.Д., Казанцев В.В. и др. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика радиационного воздействия на радиоэлектронную аппаратуру, вып.3-4, - М., 1994, стр.65-68.

2. Wang J., Wang В., Chen D., Luo Y. The response of dogs to mixed neutron radiation research, 1991, №128, p.42-46.

3. Литяев В.М., Мардынский Ю.С. и др. Устройство для дистанционной нейтронной терапии. Патент РФ на изобретение №1762945 от 23.03.90 г.

4. Капчигашев С.П., Горбушин Н.Г. и др. Устройство для облучения биологических объектов. Патент РФ на изобретение №2226729 от 07.12.2002 г.

5. 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, - М., 1992, стр.3.

6. 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.

7. Грицай В.Н., Пикапов Г.Л. и др. Устройство для формирования поля радиационного нагружения объектов при их испытании на радиационную стойкость. Патент РФ на изобретение №2284068 от 24.03.2005 г.

Способ формирования поля гамма-нейтронного излучения на исследовательских реакторах для испытания крупногабаритных объектов на радиационную стойкость, основанный на суперпозиции полей излучений от реактора и специальных устройств, конвертирующих нейтроны в гамма-кванты, отличающийся тем, что устройства-конверторы располагают вне сектора прямого воздействия излучений реактора симметрично нормали, проходящей от центра активной зоны реактора на продольную ось объекта испытаний, а сам реактор вместе с устройствами-конверторами перемещают вдоль объекта испытаний с постоянной скоростью, обеспечивающей однородность поля и воспроизведение заданных параметров излучений, при этом длину пути движения реактора выбирают равной или кратной, в случае реверсных перемещений реактора, длине объекта испытаний.