Результат интеллектуальной деятельности: Способ воспроизведения норм испытаний крупногабаритных объектов на исследовательских реакторах

Изобретение относится к области испытаний крупногабаритных объектов на радиационную стойкость в полях излучений исследовательских реакторов. Объектами испытаний являются образцы военной и гражданской техники, предназначенные для выполнения работ в радиационных полях с большими дозовыми нагрузками, например, при авариях на ядерно-опасных объектах или ядерных взрывах. Нормы испытаний (НИ) - это уровни воздействующих излучений (параметры нагружения объекта), реализуемые на моделирующих установках во время проведения испытаний с учетом реальных условий воздействия излучений на объект, в частности: в одном временном интервале, при равных дозовых нагрузках на объект и с неравномерностью параметров нагружения не более 30% (требования нормативных документов). При оценке комплексного действия нейтронов и гамма-излучения по необратимым последствиям облучения нормами испытаний являются флюенс нейтронов (Ф_ни) с энергиями более 0,1 МэВ и экспозиционная доза гамма-излучения (D_ни).

В штатных режимах работы реакторов эти требования не всегда выполнимы, поскольку доза гамма-квантов при воспроизведении Ф_ни, как правило, в несколько раз меньше требуемого значения, а неравномерность распределения параметров нагружения объекта в зоне облучения превышает допустимую норму. Увеличение недостающей дозы гамма-квантов в испытательном объеме осуществляется, в основном, за счет устройств, конвертирующих нейтроны в гамма-кванты [1-4].

Для формирования однородного поля излучений с допустимой неравномерностью параметров нагружения объекта разработан способ [5], основанный на одностороннем облучении объекта и перемещении платформы с реактором относительно объекта испытаний внутри помещения. Воспроизведение D_ни (одновременно с Ф_ни) осуществляется за счет выбора количества конверторов, их толщины и схемы размещения у активной зоны (АЗ) реактора. Недостаток способа в том, что при движении реактора на мощности всегда имеются факторы риска, связанные либо с изменением реактивности АЗ реактора за счет наличия в помещении различных отражателей нейтронов в виде стен, близко расположенных к реактору, или вспомогательного оборудования вдоль пути движения платформы, что влияет на энерговыделение в АЗ реактора. Кроме того, ширина зоны облучения с допустимой неравномерностью параметров при одностороннем облучении объекта невелика и составляет не более 45 см [6], а размеры объекта испытаний ограничены размерами помещения и в условиях облучения на реакторе ПРИЗ-М не превышают 5 м, что также ограничивает возможности проведения испытаний многих габаритных объектов.

Технология увеличения размеров испытательного объема с допустимой неравномерностью параметров излучений предложена в способе-прототипе [7] заявляемого изобретения и осуществляется на основе суперпозиции полей излучений от реактора и конверторов нейтронов, определении расчетных зависимостей флюенса нейтронов и экспозиционной дозы гамма-излучения от расстояния вдоль нормали, проходящей через центр АЗ к продольной оси зоны облучения, и коэффициентов, характеризующих неравномерность распределения параметров излучений по ширине зоны, а также за счет выбора режима работы реактора и толщины конверторов при последовательном облучении объекта с двух противоположных сторон в стационарном его расположении (без перемещения) относительно источника излучений. При этом, допустимая неравномерность параметров воздействующих излучений по длине зоны облучения (испытательного объема) реализуется только на малых расстояниях и зависит от ширины (d) зоны. Например, при d=50 см длина зоны (L_д) с допустимой неравномерностью параметров не превышает 1,5 м, а при d=100 см значение L_д=80 см, что недостаточно для проведения испытаний объектов с большими размерами.

Технический результат заявляемого изобретения заключается в воспроизведении норм испытаний в испытательном объеме с размерами, превышающими размеры зоны двухстороннего облучения объекта вблизи источника излучений.

Технический результат достигается: суперпозицией полей излучений от реактора и конверторов нейтронов в гамма-кванты, определением флюенса нейтронов (Ф) с энергиями более 0,1 МэВ и экспозиционной дозы (D) гамма-квантов в зоне двухстороннего облучения объекта, выбором режима работы реактора по формуле P⋅t=Ф_ни/Ф_р⋅С_Ф⋅k и толщины (S) конверторов по зависимости C_D(S), оценке неравномерности параметров нагружения объекта в испытательном объеме по зависимостям Ф(L, d) и D(L, d), а также в результате перемещения объекта относительно источника излучений сначала в одну сторону за время t₁, а после его поворота на 180° (по вертикальному или азимутальному углу) - в обратную сторону за время t₂=t₁ до исходного положения, где t₁+t₂=t; C_D=D_ни/D_p⋅P⋅t⋅k; t - длительность работы реактора на мощности Р; С_Ф - коэффициент, определяемый по зависимости С_Ф(S); Ф_р и D_p - флюенс нейтронов и доза гамма-излучения в реперной точке при стандартной толщине конверторов, определяемые по расчетным зависимостям Ф_р(L, d), D_p(L, d) и нормированные на один нейтрон из реактора; L и d - длина и ширина испытательного объема (объекта); k - коэффициент пропорциональности, н/Дж; Ф_ни и D_ни - нормы испытаний, заданные для их воспроизведения в испытательном объеме.

В качестве параметра, характеризующего неравномерность параметров Ф и D принята величина

где А - значение измеряемой величины.

«Реперная (контрольная) точка» выбирается на границе испытательного объема с максимальными значениями параметров Ф и D после облучения объекта с двух противоположных сторон и с учетом стандартной толщины конверторов (7,7 см).

Параметры нагружения объекта в заявляемом способе представляют собой интегральные значения уровней воздействующих на объект излучений в испытательном объеме при перемещении объекта относительно источника излучений в двух взаимно противоположных направлениях. Размеры испытательного объема ограничены не только возможностями воспроизведения заданных параметров воздействующих излучений (Ф_ни и D_ни), но и возможностями обеспечения допустимой неравномерности (≤30%) параметров в этом объеме. Параметры нагружения рассчитываются в испытательном объеме без учета ослабления излучений в объекте, т.е. по аналогии с расчетной моделью определения параметров, приведенных в нормативных документах для реальных условий облучения техники.

Проверка способа проведена на реакторе ПРИЗ-М. Расчетные исследования проводились методом Монте-Карло, реализованном в программе MCNP с учетом реальной геометрии размещения реактора, конверторов и объекта испытаний. Результаты исследований приведены на фиг. 2-8.

На фиг. 1 приведена схема размещения АЗ реактора (1) с конверторами (2) в створе ворот корпуса (3) и объекта испытаний на площадке вне корпуса, используемая при «пошаговом» перемещении объекта относительно источника. При реализации такого варианта перемещения объекта он мысленно разбивается на n равных частей (шагов), тогда длина (а) каждой части (или шага) равна L/n, а длина (r) перемещения объекта равна L(n-1)/n, где L - длина испытательного объема (объекта испытаний). L_д - длина испытательного объема (объекта) с допустимой неравномерностью параметров излучений. Объект в исходном положении (4) размещается так, чтобы 1-й участок находился напротив АЗ, симметрично оси R, где реализуются наибольшие уровни воздействующих излучений. После облучения за время t₁/n объект перемещается на один шаг вдоль направления X, затем снова облучается за это же время. Операции с облучением и перемещением объекта повторяются до облучения последнего участка у АЗ. При этом общее время облучения каждого участка при его перемещении в одном направлении равно t₁. R - координата от центра АЗ по ширине объекта (испытательного объема), X - координата вдоль направления перемещения объекта из исходного положения в положение (5) и обратно.

На фиг. 2 приведены прогнозируемые распределения флюенса нейтронов Ф(L, d) вдоль объекта длиной L=10 м и шириной d=50 см (а) и при d=125 см (б) на границе испытательного объема (R=1 м, графики 1, 3) и вдоль центральной оси на R+d/2 (2, 4) при стационарном расположении объекта (1, 2) вблизи источника, а также после двухстороннего перемещения (3, 4). Значения нормированы на один нейтрон из АЗ реактора. Зависимости (1, 2) характерны для способа-прототипа, зависимости (3, 4) - для заявляемого способа.

На фиг. 3 приведены распределения доз гамма-квантов D(L, d) вдоль объекта с теми же обозначениями, что на фиг. 2.

На фиг. 4 приведены зависимости параметра j_D(L, d), характеризующего неравномерность распределения дозы гамма-излучения вдоль испытательного объема длиной L=7 м, шириной d=50 см (1)и при d=125 см (2), а также при L=10 м, d=50 см (3) и при d=125 см (4), при L=12 м, d=50 см (5) и при d=125 см (6). Параметр j рассчитывался по формуле (1).

На фиг. 5 приведены зависимости параметра j_Ф(L, d) для флюенса нейтронов вдоль испытательного объема длиной L=7 м, шириной d=50 см (1) и при d=125 см (2), а также при L=10 м, d=50 см (3) и при d=125 см (4), при L=12 м, d=50 см (5) и при d=125 см (6).

На фиг. 6 приведены зависимости флюенса нейтронов Ф_р(L,d) в реперной точке для испытательных объемов длиной от 7 м до 12 м при значениях d=50 см (1), d=80 см (2) и d=125 см (3).

На фиг. 7 приведены зависимости доз гамма-излучения D_p(L,d) в реперной точке для испытательных объемов длиной от 7 м до 12 м при значениях d=50 см (1), d=80 см (2) и d=125 см (3).

На фиг. 8 приведены распределения экспозиционной дозы гамма-излучения C_D(S)=D(S)/D_p и флюенса нейтронов С_Ф(S)=Ф(S)/Ф_р [8]. Значения Ф_р и D_p рассчитаны для стандартной толщины (S_ст) конверторов 7,7 см.

Из приведенных данных следует, что при перемещении объекта относительно АЗ реактора расстояние по длине испытательного объема (объекта) с допустимой неравномерностью параметров воздействующих излучений в несколько раз больше (при L=10 м и d=50 см более 6 раз), чем при стационарном расположении объекта вблизи источника излучений. С увеличением d неравномерность параметров по длине объекта увеличивается, с увеличением L - снижается. Неравномерность параметров у объектов с L=10 и 12 м меньше, чем у объектов с L=7 м. При d=50 см допустимая неравномерность этих параметров выравнивается практически по всей длине объекта. Максимальные значения параметров воздействующих излучений (значения Ф_р и D_p) формируются в средней части испытательного объема (объекта) на границе обращенной к источнику, поскольку эта часть объекта при его перемещении расположена ближе к АЗ реактора, т.е. в наиболее интенсивном диапазоне воздействия излучений, по сравнению с удаленными от середины участками. Значения (Ф_р, D_p), приведенные на фиг. 6 и 7, используются в расчетных формулах при определении времени облучения объекта и толщины конверторов.

Алгоритм воспроизведения заданных значений НИ (Ф_ни=10¹³ н/см₂ и D_ни=1,2⋅10⁴ Р) на реакторе ПРИЗ-М можно проследить на примере объекта испытаний c L=7 м и d=50 см.

1. По зависимостям 1 на фиг. 6 и фиг. 7 определяются значения Ф_р=3,18⋅10^-6 н/см² и D_p=3,24⋅10^-15 Р в реперной точке при R=1 м и S=7,7 см, а также оценивается значение С_Ф=1 по зависимости С_Ф(S) на фиг. 8.

2. Прогнозируется энерговыделение (Q) в АЗ с помощью формулы Q=P⋅t=Ф_ни/Ф_р⋅К⋅С_Ф=10¹³/3,18⋅10^-6⋅4⋅¹⁰⋅1=7,86⋅10⁷ Дж, где t=t₁+t₂, K=4⋅¹⁰н/Дж.

3. Выбирается режим работы реактора (длительность облучения на заданной мощности). При Р=2 кВт длительность облучения объекта равна t=Q/P=7,86⋅10⁷/2⋅10³=3,93⋅10⁴ c (10,92 часа).

4. Определяется значение C_D по формуле C_D=D_ни/D_p⋅Q⋅К=1,2⋅10⁴/3,24⋅10^-15⋅7,86⋅10⁷⋅4⋅10¹⁰=1,18. По зависимости C_D(S) на фиг. 8 определяется толщина каждого из двух конверторов (S=13 см), позволяющая воспроизвести дозу гамма-излучения до требуемого значения. Затем уточняется значение коэффициента С_Ф по зависимости С_Ф(S).

5. Оценивается допустимая неравномерность параметров нагружения по длине испытательного объема. Значения j_D≤30% обеспечиваются по всей длине (график 1 на фиг. 4). Значения j_Ф≤30% - по длине 6,1 м (график 2 на фиг. 5), что более 4-х раз превышает размеры зоны с допустимой неравномерностью параметров нагружения объекта у способа-прототипа.

6. Перемещение объекта относительно источника излучений осуществляется по схеме на фиг. 1, где а=1,4 м, r=5,6 м.

Техническим результатом изобретения является воспроизведение норм испытаний в испытательном объеме с размерами, превышающими размеры зоны двухстороннего облучения объекта вблизи источника излучений, что позволяет испытывать объекты с большими габаритами.

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., 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.

4. 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.

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.

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.

8. Пикалов Г.Л., Бурлака И.А., Николаев О.А., Краснокутский И.С., Кораблев М.Ю. Воспроизведение норм испытаний на реакторе ПРИЗ-М при двухстороннем облучении объекта // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика радиационного воздействия на радиоэлектронную аппаратуру, вып. 3 - Лыткарино, 2018, стр. 55.