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

Изобретение относится к области испытаний крупногабаритных изделий электронной техники (ИЭТ) на радиационную стойкость в полях излучений исследовательских реакторов.

При оценке стойкости по необратимым (остаточным) последствиям облучения на исследовательских реакторах требуется воспроизвести заданные значения флюенса нейтронов (Ф_ни) с энергиями более 0,1 МэВ и экспозиционной дозы гамма-излучения (D_ни), являющиеся нормами испытаний (НИ) ИЭТ. В штатных режимах работы реакторов эта задача не всегда выполнима, т.к. при воспроизведении Ф_ни на определенном расстоянии (R) от центра активной зоны (АЗ) реактора доза гамма-излучения значительно меньше требуемой величины, а неравномерность распределения параметров излучений в зоне облучения ИЭТ выше допустимых значений (более 30%).

Для усиления поля гамма-излучения предложены устройства (конверторы), преобразующие тепловые нейтроны в гамма-кванты, в виде различных конструкций коробчатого типа [1], цилиндра [2] или усеченного конуса [3], 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.

Известен способ [4] воспроизведения заданных значений флюенса нейтронов и экспозиционной дозы гамма-излучения в динамическом режиме работы реактора (при движении платформы с реактором относительно объекта испытаний). Сущность способа заключается в том, что в зоне облучения ИЭТ формируется поле гамма-нейтронного излучения с использованием конверторов. Воспроизведение Ф_ни достигается за счет выбора режима работы реактора и определенной скорости движения платформы. Воспроизведение D_ни (одновременно с Ф_ни) осуществляется за счет количества конверторов, их толщины и варианта (схемы) размещения конверторов у АЗ реактора. Недостаток способа в том, что при движении реактора на мощности всегда имеются определенные факторы риска, связанные либо с изменением реактивности АЗ реактора за счет наличия в помещении различных отражателей нейтронов в виде вспомогательного оборудования вдоль пути движения платформы, либо с другими причинами, например, аварийным выключением электропитания двигателя платформы, в результате чего нарушается режим воспроизведения НИ в зоне облучения ИЭТ. Наиболее безопасным режимом работы реактора является стационарный режим (без движения).

Такой режим используется в способе [5] - прототипе предлагаемого изобретения, в котором воспроизведение норм испытаний осуществляется в ближней зоне (на расстоянии ≤1 м). Способ основан на суперпозиции полей излучений от реактора и конверторов тепловых нейтронов в гамма-кванты, расположенных вне сектора прямого воздействия излучений реактора симметрично активной зоны, измерении флюенса нейтронов с энергиями более 0,1 МэВ и экспозиционной дозы гамма-излучения при постоянных размерах конверторов и выбранной схеме их расположения на расстояниях R в направлении прогнозируемого размещения объекта испытаний, определении зависимостей Ф(R) и D(R), по которым оценивается расстояние для размещения ИЭТ при Ф/D=Ф_ни/D_ни, и значение параметра - по зависимости Далее по формуле выбираются 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 - выделенная энергия в активной зоне реактора. Применение способа ограничено малыми габаритами ИЭТ, ввиду большой неравномерности параметров излучений в ближней зоне реактора. Для крупных объектов ширина зоны одностороннего облучения не всегда достаточна даже на расстояниях от 115 см до 153 см [6], где соблюдается равномерность параметров излучений.

Технический результат заявляемого изобретения заключается в воспроизведении норм испытаний в зоне облучения с размерами, превышающими размеры зоны одностороннего облучения, в широком диапазоне значений Ф_ни/D_ни при упрощенной технологии испытаний.

Технический результат достигается:

суперпозицией полей излучений от реактора и конверторов тепловых нейтронов в гамма-кванты, расположенных вне сектора прямого воздействия излучений реактора симметрично активной зоны, измерении флюенса нейтронов с энергиями более 0,1 МэВ и экспозиционной дозы гамма-излучения на расстояниях (r) вдоль нормали, проходящей через центр АЗ к продольной оси зоны облучения, при постоянных размерах конверторов и выбранной схеме их расположения и определении расчетным путем зависимостей Ф(r)/Q, D(r)/Q, j(G), C_D(S)=D(S)/D_p С_Ф(S)=Ф(S)/Ф_р при двухстороннем облучении зоны, где Q - выделяемая в АЗ энергия, S - толщина конвертора j - параметр, характеризующий неравномерность распределения Ф(r) и D(r) в зоне облучения, G - расстояние от центра АЗ до внешней границы зоны облучения, Ф_р и D_p - флюенс нейтронов и доза гамма-излучения в реперной точке при Q=1 Дж и стандартной толщине конверторов, Ф(S) и D(S) - флюенс нейтронов и доза гамма-излучения при толщине конверторов S и Q=1 Дж, а также за счет выбора режима работы реактора по формуле P⋅t=Ф_ни/Ф_р⋅С_Ф, где Р - мощность реактора, t - длительность облучения, определения минимальной ширины зоны облучения по зависимости j(G), при которой неравномерность распределения параметров Ф и D не превышает 30%, и толщины конверторов по зависимости C_D(S), где C_D=D_ни/D_p⋅P⋅t, размещения объекта испытаний в облучения, затем облучения его при выбранном режиме работы реактора последовательно с двух противоположных сторон.

Под термином «зона облучения» понимается область пространства для размещения объекта испытаний, в которой реализуются НИ с допустимой неравномерностью параметров излучений (не более 30%). В качестве параметра, характеризующего неравномерность распределения Ф(r) и D(r), принята величина j=(A_max-A_min)/A_max, где А - значение измеряемой величины. «Реперная (контрольная) точка» выбирается на границе зоны двухстороннего облучения с максимальными значениями параметров Ф и D при стандартной толщине (S_ст) конверторов. «Двухстороннее облучение» - последовательное облучение зоны (ИЭТ) с двух противоположных сторон. «Длительность облучения» - суммарное время облучения с двух противоположных сторон.

Проверка способа проведена на реакторе ПРИЗ-М. Результаты расчетных исследований с использованием программы MCNP приведены на фиг. 2-4. Расчетные значения Ф и D при последовательном облучении с двух сторон подтверждены экспериментальными данными, полученными с помощью дозиметров СГД-8 и активационных детекторов. Мощность реактора контролировалась штатным измерительным каналом с камерой деления КНТ-5. Погрешности расчетных и экспериментальных данных с доверительной вероятностью 0,95 не превышают ±15%. Конструкция используемых конверторов представляет собой "сэндвич" из набора пластин плексигласа толщиной 1 см и кадмия толщиной 0,1 см, чередующихся между собой. Площадь пластин 110×80 см². Толщина конверторов изменялась от 1,1 см до 17,6 см.

На фиг. 1 приведена расчетная схема двухстороннего облучения ИЭТ, используемая для определения параметров Ф и D в зоне облучения (1) при расположении АЗ (2) как бы с двух противоположных сторон. В действительности схема облучения ИЭТ реализуется в два последовательных этапа при расположении реактора с конверторами (3) на постоянном рабочем месте с одной стороны от зоны облучения. На первом этапе ИЭТ облучается на расстоянии R₁ от центра АЗ до зоны облучения (на реакторе ПРИЗ-М R₁=115 см) за площадкой (4) для обслуживания реактора. На втором этапе - с противоположной стороны путем поворота объекта испытаний относительно продольной оси на угол 180° на том же расстоянии от АЗ. Расчетная схема адекватна реальной, поскольку эффект воздействия излучений на объект испытаний по необратимым последствиям определяется только значениями интегральных параметров Ф и D и не зависит от интервала времени между окончанием первого этапа облучения и началом второго этапа. Нормы испытаний по реальной схеме определяются суммой значений Ф (или D) при облучениях с каждой из сторон. d - минимальное расстояние между границами зоны двухстороннего облучения (ширина зоны), 5 - внешняя (удаленная от АЗ) граница зоны облучения, С - реперная точка, r - расстояние вдоль нормали, проходящей через центр АЗ к продольной оси зоны облучения, j - параметр, характеризующий неравномерность распределения Ф(r) и D(r) в зоне облучения.

На фиг. 2 приведены распределения флюенса нейтронов Ф(r)/Q и экспозиционной дозы гамма-квантов D(r)/Q вдоль оси r от 0 до 175 см с шагом 25 см на втором этапе облучения при разных значениях параметра G=R₁+r, характеризующего расстояние от центра АЗ до внешней (удаленной от АЗ) границы зоны облучения: 1 - G=215 см, 2 - G=240 см, 3 - G=265 см, 4 - G=290 см.

На фиг. 3 приведены зависимости j(G) при значениях G от 215 см до 290 см, 1 - для флюенса нейтронов, 2 - для экспозиционной дозы гамма-квантов.

На фиг. 4 приведены распределения: 1 - экспозиционной дозы гамма-излучения C_D(S)=D(S)/D_p, 2 - флюенса нейтронов С_Ф(S)=Ф(S)/Ф_р при разной толщине (S) конверторов относительно значений параметров Ф_р и D_p в реперной точке при S_ст=7,7 см и двухстороннем облучении.

Из графиков, приведенных на фиг. 2 следует, что допустимая неравномерность (≤30%) распределения параметров Ф и D достигается только при значениях G от 215 см до 265 см. Зависимости j(G) на фиг. 3 позволяют оценить ширину зоны двухстороннего облучения.

Данные на фиг. 4 свидетельствуют о том, что флюенс нейтронов в зоне облучения практически не зависит от толщины конверторов, т.к. при толщинах S≥3 см значение С_Ф=1, при S=1-2 см С_Ф=0,93-0,97. При этом вклад в дозу гамма-квантов изменяется существенно. При S=(0-17,6) см значение C_D изменяется от 0,4 до 1,18, т.е. в 3 раза, а это значит, что выбором толщины конверторов можно регулировать добавку гамма-квантов к дозе прямого излучения от реактора в широком диапазоне Ф_ни/D_ни.

Кроме того, технология воспроизведения норм испытаний предлагаемым способом значительно упрощается, т.к. исключается операция облучения объекта испытаний при движении реактора, а также не требуются сложные зависимости отношения D/Ф от количества конверторов при выбранном варианте их размещения относительно АЗ и объекта испытаний. В результате двухстороннего облучения размер зоны облучения увеличивается, по сравнению с прототипом, ~ в 3,9 раза (до 1,5 м), что позволяет испытывать ИЭТ больших размеров.

Алгоритм воспроизведения НИ осуществляется по следующей схеме:

1. Заданы значения норм испытаний, которые требуется воспроизвести на реакторе ПРИЗ-М: Ф_ни=10¹³ н/см² и D_ни=2,1⋅10⁴ Р.

2. По зависимостям 3 на фиг. 2 определены значения Ф_р=Ф/Q=2,16⋅10⁵ н/см²⋅Дж и D_p=D/Q=3,86⋅10^-4 Р/Дж в реперной точке при R₁=115 см (r=0), S_ст=7,7 см и С_Ф=1 (фиг. 4).

3. Выбран режим работы реактора с помощью формулы P⋅t=Ф_ни/Ф_р⋅С_Ф=10¹³/2,16⋅10⁵⋅1=4,63⋅10⁷ Дж.

На мощности реактора Р=1,5 кВт длительность облучения равна t=4,63⋅10⁷/1,5⋅10³=3,09⋅10⁴ с (8,6 часа).

4. По зависимостям 1-2 на фиг. 3 оценена ширина зоны облучения (d=150 см) при которой неравномерность параметров Ф и D внутри зоны не превышает 30%.

5. Определено значение C_D по формуле C_D=D_ни/D_pP⋅t=2,1⋅10⁴/3,86⋅10^-4⋅4,63⋅10⁷=1,18, затем по графику 1 на фиг. 4 определена толщина каждого из двух конверторов (S=17,6 см) для воспроизведения D_ни.

Положительный результат изобретения заключается в воспроизведении норм испытаний в зоне двухстороннего облучения с размерами, превышающими размеры зоны одностороннего облучения у способа прототипа в широком диапазоне значений Ф_ни/D_ни при упрощенной технологии испытаний.

Источники информации.

1. 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.

2. 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.

3. 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.

4. 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.

5. Пикалов Г.Л., Краснокутский И.С., Койнов Д.В., Артамонов Д.Н. Способ одновременного воспроизведения заданных значений флюенса нейтронов и экспозиционной дозы гамма-излучения на исследовательских реакторах. Патент РФ на изобретение №2641890 от 10.05.2016 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.