Способ одновременного воспроизведения заданных значений флюенса нейтронов и экспозиционной дозы гамма-излучения на исследовательских реакторах

Способ одновременного воспроизведения заданных значений флюенса нейтронов и экспозиционной дозы гамма-излучения на исследовательских реакторах

Иллюстрации

Показать все

Реферат

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.

При оценке стойкости изделий на реакторах по необратимым (остаточным) последствиям облучения нормами испытаний являются флюенс нейтронов (Ф_зад) и экспозиционная доза гамма-излучения (D_зад), 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_зад/D_зад. В штатных режимах работы реакторов эта задача не всегда выполнима, т.к. при воспроизведении Ф_зад на различных расстояниях (R) от центра активной зоны (АЗ) реактора доза гамма-излучения значительно меньше требуемой величины.

Известен способ [1] воспроизведения заданных параметров излучений путем последовательного облучения ИЭТ на разных установках. Сначала воспроизводятся значения Ф_зад 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.

Диапазон воспроизводимых значений Ф_зад/D_зад составляет (5⋅10⁸-2⋅10⁹) н/см²⋅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_зад/D_зад (до 5⋅10⁹ н/см²⋅Р). Кроме того, технология воспроизведения норм испытаний весьма сложна, что обусловлено следующими факторами:

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_зад 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_зад (одновременно с Ф_зад) 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.

Цель изобретения заключается в одновременном воспроизведении заданных значений флюенса нейтронов и экспозиционной дозы гамма-излучения в широком диапазоне значений Ф_зад/D_зад и в упрощении технологии воспроизведения норм испытаний.

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_0,1) и экспозиционную дозу гамма-излучения (D_γ) при постоянных размерах конверторов и выбранной схеме их размещения. Затем по зависимости Ф_0,1(R)/D_γ(R) определяют расстояние, где Ф_0,1/D_γ=Ф_зад/D_зад, а по зависимости К_n(R)=Ф_0,1(R)/N - значение параметра К_n. Далее по формуле P⋅t=Ф_зад/К_n⋅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.

На Фиг. 2 приведены пространственные распределения флюенса нейтронов (1) с энергиями более 0,1 МэВ: К_n(R)=Ф_0,1(R)/N, н/см²⋅имп и экспозиционной дозы гамма-излучения (2): K_γ(R)=D_γ(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.

На Фиг. 3 приведены зависимости отношений контролируемых параметров излучений Ф_0,1(R)/D_γ(R) от расстояния R до центра АЗ реактора.

Зависимость К_n(R), приведенная на Фиг. 2, позволяет прогнозировать энерговыделение (Q) в АЗ реактора, необходимое для воспроизведения Ф_зад, по соотношению

Если учесть, что по определению Q=P⋅t, тогда

Следовательно, воспроизведение Ф_зад достигается за счет выбора режима работы реактора (Р и t), при котором выполняется равенство (2).

Воспроизведение D_зад (одновременно с Ф_зад) 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.

- По зависимости Ф_0,1(R)/D_γ(R), приведенной на Фиг. 3, выбирается расстояние для размещения объекта испытаний, на котором Ф_0,1/D_γ=Ф_зад/D_зад.

- По зависимости К_n(R), приведенной на Фиг. 2, определяется значение К_n, 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).

Апробация предлагаемого способа проводилась на исследовательском реакторе ПРИЗ-М [6] при постоянных размерах конверторов 110×80×7 см³ и постоянной схеме их размещения у АЗ реактора, приведенной на Фиг. 1. Для проверки работоспособности способа воспроизведены значения Ф_зад=1,6⋅10¹³ н/см² и D_зад=4⋅10³ 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_n=1,4⋅10⁴ н/см²⋅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.

Диапазон воспроизводимых значений Ф_зад/D_зад на расстояниях от 120 см до 30 см составляет (8⋅10⁸-5⋅10⁹) н/см²⋅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.

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_зад и Ф_зад в одном временном интервале.

Таким образом, предлагаемый способ позволяет воспроизводить D_зад одновременно с Ф_зад в широком диапазоне значений Ф_зад/D_зад 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.

Способ одновременного воспроизведения заданных значений флюенса нейтронов (Ф_зад) и экспозиционной дозы гамма-излучения (D_зад) на исследовательских реакторах при испытании объектов на радиационную стойкость, основанный на суперпозиции полей излучений от реактора и конверторов тепловых нейтронов в гамма-кванты, расположенных вне сектора прямого воздействия излучений реактора симметрично активной зоны (АЗ), отличающийся тем, что 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_0,1) и экспозиционную дозу гамма-излучения (D_γ) при постоянных размерах конверторов и выбранной схеме их расположения, затем по зависимости Ф_0,1(R)/D_γ(R) определяют расстояние, где Ф_0,1/D_γ=Ф_зад/D_зад, а по зависимости - значение параметра , далее по формуле 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.