Экономический прогресс в любой промышленно развитой стране неразрывно связан с ростом потребления электроэнергии. В настоящее время потребности в ней удовлетворяются главным образом за счет органических источников нефти, угля и газа. Эти источники относятся к невозобновляемым — их запасы постоянно истощаются. Поэтому в долгосрочные программы развития энергетики должны быть включены практически неисчерпаемые запасы ядерной энергии. Первым шагом в этом направлении явилось освоение управляемой цепной реакции деления в ядерных реакторах на тепловых и быстрых нейтронах. Чернобыльская авария несколько снизила темпы развития ядерной энергетики, она поставила более жесткие требования к обеспечению безопасности действующих и вновь создаваемых ядерных установок, выбору их типов, однако не исключила значимости ядерной энергетики для мирового прогресса. Следующим шагом в освоении ядерной энергии могло бы стать создание термоядерных реакторов, утилизирующих энергию синтеза легких ядер. К их достоинствам можно отнести принципиальную ядерную безопасность, так как при их работе не используется критическая масса делящихся изотопов.
Впервые на возможность использования Б-Т реакции обратили внимание в начале пятидесятых годов. Но лишь спустя два десятилетия, в связи с успехами в изучении физики плазмы, начались теоретические и экспериментальные исследования, в которых термоядерные установки рассматривались уже не только в качестве бридеров делящихся изотопов, но и как производители электроэнергии. В начале восьмидесятых годов исследования перешли в стадию проектных и конструкторских разработок. И в настоящее время наиболее развитыми являются проекты термоядерных реакторов с магнитным удержанием плазмы на основе реакции Т (Б, п)4Не.
Одной из основных значимых частей ТЯР является конструкция защиты, предохраняющая от воздействия радиационных полей' окружающие установку, рабочие приборы и оборудование, а также обслуживающий персонал.
К нейтронно-физическим свойствам и размерам защиты предъявляются ограничительные требования, что обусловлено ее высокой стоимостью. Стоимость защиты в современных ядерно-энергетических установках может достигать 20−30% стоимости сооружения, а толщина защиты — больших размеров. Возникает оптимизационная задача получения требуемых тепло и ядерно-физических параметров защиты при минимальном ее размере. Важной особенностью создания реакторов на основе управляемого термоядерного синтеза является невозможность экспериментального определения этих параметров из-за отсутствия действующих установок, поэтому на первое место выходит разработка комплексов программ, позволяющих с заданной точностью рассчитать любые функционалы нейтронного и гамма-полей в защите ТЯР, и создание библиотек оцененных ядерных данных для перспективных материалов защиты. В области реакторов деления эта проблема успешно решена для широкого круга используемых материалов и конструкций активной зоны ядерных реакторов. Прямой перенос уже разработанных методик расчета на защиту ТЯР невозможен, так как существуют принципиальные отличия в механизме формирования спектра нейтронов и гамма-квантов в защите ТЯР и активной зоне ядерного реактора: -энергия нейтронов синтеза значительно выше энергии нейтронов деления, что приводит к появлению новых каналов реакций и необходимости детального учета анизотропии нейтронного потока;
— конструкция защиты предусматривает наличие неоднородностей, например, конструкционных щелей или полых каналов для диагностики, что усложняет расчет переноса нейтронов;
— применяются новые конструкционные и защитные материалы- -возникает сложная геометрия источника и защиты.
Проверка библиотек оцененных ядерных данных и программ расчета переноса нейтронов в защите ТЯР осуществляется обычно в интегральных экспериментах с использованием нейтронных генераторов, реализующих точечный источник нейтронов на основе В-Т реакции. Это позволяет моделировать в эксперименте те же ядерные процессы, что и в реальной защите. По мнению авторов работ [1, 2] требуемая точность расчета нейтронно-физических характеристик защиты до настоящего времени не достигнута, и поэтому существует потребность в дальнейшем совершенствовании библиотек ядерных данных и методик расчета переноса нейтронов и гамма-излучения. Составной частью таких исследований являются интегральные эксперименты на моделях защиты наиболее проработанных проектов ТЯР.
Целью диссертационной работы являлись разработка и создание методической базы измерения абсолютных, нормированных функционалов нейтронного и гамма-полей в неоднородных моделях железной и железоводной защит с погрешностями, удовлетворяющими условиям верификации расчетных программ, и измерение на этой основе соответствующих реперных спектральных характеристик в моделях защиты с полыми щелями, облучаемых нейтронами Б-Т реакции.
В рамках поставленной цели было необходимо решить следующие задачи: -сконструировать и изготовить сборки железной и железоводной защит, позволяющие создавать в них различные конфигурации полых щелей;
— разработать методику измерения абсолютных, нормированных скоростей ядерных реакций и создать комплект пороговых детекторов, позволяющий измерять функционалы нейтронного поля в моделях щелевых защит с пространственным разрешением ~(2−4) мм- -разработать методику измерения мощности поглощенной дозы гамма-излучения в материале защиты, облучаемой нейтронами с энергией 14 МэВ, без привлечения расчетной информации о спектрах нейтронов и гамма-квантов;
— получить адекватные расчету экспериментальные величины пространственных распределений абсолютных, нормированных скоростей ядерных реакций и мощности поглощенной дозы гамма-излучения;
— проанализировать экспериментальные результаты скоростей ядерных реакций и мощности поглощенной дозы гамма-излучения.
Актуальность работы. Так как верификация программ, используемых в проектных разработках защиты ТЯР, не может быть осуществлена с помощью действующих термоядерных установок ввиду их отсутствия в настоящее время, то для этой цели необходимы результаты реперных экспериментов на моделях защиты с использованием нейтронных генераторов на основе реакции Т (<1,п)4Не, обеспеченные методической и аппаратурной базой и позволяющие получать требуемую точность измерений при больших объемах выполненных исследований. Новизна работы:
1. Разработана методика измерения мощности поглощенной дозы гамма-излучения в материале защиты ТЯР без привлечения расчетной информации о спектрах нейтронов и гамма-квантов, удовлетворяющая условиям верификации расчетных программ.
2. Разработана методика измерения абсолютных, нормированных скоростей ядерных реакций в моделях защитных композиций с полыми щелями.
3. Предложены и проанализированы следующие способы определения нейтронной дозы в ТЛД при облучении в экспериментах с источником Б-Т реакции, позволяющие использовать экспериментальную информацию о скоростях ядерных реакций при измерении мощности поглощенной дозы гамма-излучения:
— использование эффективных параметров пороговых реакций, -применение восстановленных спектров нейтронов.
— моделирование функции нейтронного отклика ТЛД сечениями ядерных реакций.
4. На основании полученных результатов интегральных экспериментов на моделях защит проведен анализ абсолютных скоростей ядерных реакций и мощности поглощенной дозы гамма-излучения.
Апробация работы. Основные положения работы представлены в материалах VI Всесоюзной конференции по инженерным проблемам термоядерных установок [3], Международной конференции в Массачусетсе [4], IX Всесоюзном семинаре по проблемам ядерно-энергетических установок [5], опубликованы в препринте МИФИ [6], докладывались на семинарах в МИФИ.
Личный вклад автора состоит в следующем: -конструировании моделей экспериментальных установок;
— участии в создании методики измерения абсолютных, нормированных скоростей ядерных реакций;
— создании методики измерения мощности поглощенной дозы гамма-излучения в материале защиты;
— разработки методов определения нейтронной дозы в ТЛД;
— участии в изготовлении набора пороговых и термолюминесцентных детекторов для измерений функционалов нейтронных и гамма-полей с высоким пространственным разрешением;
— проведении измерений абсолютных нормированных скоростей пороговых реакций и мощности поглощенной дозы гамма-излучения в моделях железной и железоводной защит, а также в обработке и анализе результатов экспериментов.
На защиту выносятся :
1. Методика измерения мощности поглощенной дозы гамма-излучения в моделях щелевых железных защит, в которой для повышения достоверности результатов измерений используется экспериментальная информация о спектральных характеристиках нейтронного поля, и удовлетворяющая условиям верификации расчетных программ.
2. Способы определения нейтронной дозы в ТДЦ, позволяющие без расчета нейтронных спектров определять мощность дозы гамма-излучения в моделях защиты, облучаемых нейтронами с энергией 14 МэВ.
3. Методика измерения пространственных распределений скоростей ядерных реакций пороговыми детекторами в неоднородных композициях моделей железной и железоводной защит ТЯР, позволяющая измерять нейтронные функционалы с высоким пространственным разрешением и удовлетворяющая условиям верификации расчетных программ.
4. Результаты реперных экспериментов измерения пространственных распределений абсолютных, нормированных скоростей реакций и мощности поглощенной дозы гамма-излучения в моделях железной и железоводной защит с полыми каналами различной конфигурации.
Практическая полезность.
1. Получены результаты интегральных экспериментов на щелевых моделях железной и железоводной защит следующих конфигураций: -сплошная железная сборка толщиной 400 мм;
— железная сборка с прямой центральной щелью шириной 5, 20 и 40 мм;
— железная сборка со смещенной на половине толщины щелью шириной 20 мм и величиной смещения 10, 20 и 60 мм;
— железная сборка со щелью 5 и 20 мм во второй половине модели- -железоводная сборка с прямой центральной щелью 20 мм.
В экспериментах получены результаты измерений пространственных распределений функционалов нейтронных и гамма-полей внутри и на задней поверхности моделей, которые могут быть использованы для верификации расчетных программ с различными библиотеками ядерных данных.
2. Созданы модели железных и железоводной защит с полыми щелями различной конфигурации, позволяющие проводить эксперименты с источником нейтронов с энергией 14 МэВ.
3. Разработаны методы учета нейтронной дозы в ТДЦ, позволяющие определять мощность поглощенной дозы гамма-излучения без привлечения расчетной информации.
4. На моделях железной и железоводной защит получены результаты реперных экспериментов, с помощью которых были проведены верификационные исследования трех расчетных программ.
Диссертация состоит из четырех глав.
Обзор интегральных экспериментов на моделях защиты ТЯР и анализ особенностей проведения экспериментов на моделях защиты с внешним источником нейтронов с энергией 14 МэВ дан в первой главе.
Во второй главе дано описание многоканальной системы измерения абсолютных, нормированных скоростей ядерных реакций, активационного набора пороговых реакций и методики проведения экспериментов. Также изложена методика измерения мощности поглощенной дозы гамма-излучения в полях смешанного гамма-нейтронного излучения с помощью ТЛД при облучении нейтронами D-T реакции.
Третья глава посвящена описанию лаборатории «Нейтронный генератор», композиций защиты, исследуемых в работе, а также представлены результаты измерения скоростей ядерных реакций в моделях железной и железоводной защит.
В четвертой главе представлены экспериментальные результаты измерения мощностей поглощенной дозы гамма-излучения в различных исследуемых композициях защиты. Проведен анализ полученных экспериментальных результатов и верификации программ BLANK, MCNP и GERA по результатам экспериментов.
Диссертация изложена на 147 страницах, включая список литературы (64 источника на 6 страницах), 14 таблиц и 30 рисунков.
выводы: Проведены интегральные реперные эксперименты и получены экспериментальныеначения пространственных распределений мощности поглощенной дозы гамма-излучения в моделях сплошной и щелевых композиций защиты, которые могут быть использованы в сачестве реперных для верификации расчетных программ.
I. Проведено сравнение результатов интегральных экспериментов по измерению скоростей зеакций пороговых детекторов n5In (n, n'), 56Fe (n, p), 63Cu (n, 2n) и мощности поглощенной юзы гамма-излучения в различных композициях защиты с расчетами, выполненными по трограммам BLANK и MCNP. Получено согласие расчетных и экспериментальных значений 5 пределах (10−20) %, что соответствует уровню экспериментальных погрешностей и статистике расчетов методом Монте-Карло.
Сравнение результатов измерений скоростей реакций пороговых детекторов ll5In (n, n'), 56Fe (n, p), 63Cu (n, 2n) для сплошной железной защиты с расчетом по программе GERA' показало совпадение расчетных и экспериментальных скоростей ядерных реакций в пределах (15−20) %.
3. Проведен физический анализ результатов измерений скоростей реакций II5In (n, n'), >6Fe (n, p), 63Cu (n, 2n) и мощности поглощенной дозы гамма-излучения для различных композиций, облучаемых нейтронами с энергией 14 МэВ. Показано, что значительное увеличение потока нейтронов с энергией Еп>1 МэВ в области щели, по сравнению со сплошной защитой, требует дополнительной радиационной защиты, либо ступенчатого щелевого зазора.
Показано, что мощность поглощенной дозы гамма-излучения в модели сплошной железной защиты спадает по толщине примерно в 500 раз, а введение прямой центральной щели шириной 5 или 20 мм вызывает эффект возрастания мощности поглощенной дозы в области щели в (5−7) раз.
137 к Эффективность ослабления потока нейтронов с 1<ЕП<10 МэВ для модели железоводнойащиты со щелью 20 мм выше, чем для аналогичной железной модели, из-за наличия в ¡-ащите водорода. Для нейтронов с энергией 10<Е&bdquo-<14 МэВ наблюдается противоположная ситуация.
Железоводная защита с центральной щелью шириной 20 мм по эффективности зслабления мощности гамма-излучения оказалась в —1,3 раза хуже аналогичной железной композиции.
Заключение
.
Проведенные в работе методические и исследовательские разработки, а также полученные на их основе экспериментальные результаты позволяют сделать следующее заключение по выполненной работе.
1. Анализ конструкций защит ТЯР показал, что их особенностью является наличие большого количества пустот и неоднородностей, которые определяют в значительной мере радиационную обстановку вокруг реактора и всю экономику проекта ТЯР в целом. Ввиду гого, что расчет неоднородных защит с пустотами является сложной задачей, в настоящее время представляется необходимым тестирование расчетных программ с различными ядерными данными на результатах взаимосвязанного комплекса реперных экспериментов, которого в настоящее время нет. Поэтому основным направлением при создании комплекса реперных экспериментов следует считать ориентацию на измерение пространственных распределений функционалов нейтронных и гамма-полей в моделях железных и железоводных щелевых защитных композиций.
2. Сконструированы и изготовлены модели железной и железоводной защит толщиной 400 мм, позволяющие варьировать параметры щелевых зазоров в передней и задней половине моделей защит, а также смещение между зазорами. Это дает возможность моделирования процессов переноса нейтронов и гамма-квантов, характерных для конкретных типичных конфигураций защиты, и проведения сравнительного анализа эффекта щелевых зазоров.
3. Разработана методика измерения поглощенной дозы гамма-излучения в моделях железной защиты с помощью ТЛД без привлечения расчетной информации о спектрах нейтронов и гамма-квантов, которая дает возможность определять поглощенную дозу гамма-излучения с пространственным разрешением ~(1+3) мм, что особенно важно при определении радиационного воздействия вблизи конструкционных зазоров, щелей и неоднородностей различных типов. Методика позволяет использовать различные подходы к учету нейтронной цозы в световыходе ТЛД, что необходимо при корректном определении поглощенной дозы гамма-излучения в смешанных гамма-нейтронных полях. Показано, что нейтронная доза в.
ГЛД определяется с точностью (10−20)% следующими методами:
— при помощи восстановленных спектров нейтронов;
— с помощью эффективных параметров ядерных пороговых реакций;
— путем моделирования функции нейтронного отклика ТЛД сечениями ядерных реакций.
На основе разработанной методики проведен анализ и получены рекомендации по использованию различных способов определения нейтронной дозы в ТЛД при измерении поглощенной дозы гамма-излучения в моделях защиты, облучаемыми нейтронами с энергией 14 МэВ. Анализ показал, что предложенные методы позволяют определять нейтронную дозу в ТЛД с точностью < 50% и при этом поглощенная доза гамма-излучения в защите определяется с точностью ~ 15%.
4. Разработана методика измерения абсолютных, нормированных скоростей пороговых ядерных реакций в моделях железных и железоводной щелевых защит, которая позволяет экспериментально определять нейтронные функционалы в низкоинтенсивных радиационных полях с пространственным разрешением ~(2−4) мм и погрешностями ~(6−11) %, удовлетворяющими условиям верификации программ, используемых при расчетах моделей неоднородных защит.
5. Рассчитаны эффективные параметры пороговых реакций активационных детекторов 1151п (п, п'), б47п (п, р), 204РЬ (п, п'), 27А1(п, р), 56Ре (п, р), 63Си (п, 2п) для модели сплошной железной защиты. Полученные эффективные параметры ядерных реакций могут использоваться для определения интегральных потоков нейтронов и при вычислении нейтронной дозы в ТЛД.
5. Получены результаты измерения пространственных распределений ядерно-физических функционалов нейтронных полей на моделях сплошной железной защиты, с прямой центральной щелью шириной 5, 20 и 40 мм, со смещением 10, 20 и 60 мм между первой и второй половинами сборки с центральной щелью 20 мм, со щелью шириной 5 и 20 мм в адней половине сборки, а также на модели железоводной защиты с прямой центральной целью шириной 20 мм.
Для всех защитных композиций измерены пространственные распределения бсолютных скоростей пороговых реакций 115In (n, n'), 56Fe (n, p), 63Cu (n, 2n) и мощности юглощенной дозы гамма-излучения как внутри сплошной композиции, так и за моделями келезной и железоводной защит со щелями. Полученные результаты экспериментальных пмерений позволяют использовать их для верификации расчетных программ с различными ¡-иблиотеками ядерных данных.
1. Проведено сравнение результатов интегральных экспериментов по измерению скоростей) еакций пороговых детекторов n5In (n, n'), 56Fe (n, p), 6jCu (n, 2n) и мощности поглощенной 1, озы гамма-излучения в различных композициях защиты с расчетами, выполненными по фограммам BLANK и MCNP. Получено согласие расчетных и экспериментальных значений i пределах 20%, что соответствует уровню экспериментальных погрешностей и статистике >асчетов методом Монте-Карло. Сравнение результатов измерений скоростей реакций юроговых детекторов 115In (n, n'), 56Fe (n, p), 63Cu (n, 2n) для сплошной железной защиты с) асчетом по программе GERA показало совпадение расчетных и экспериментальных жоростей ядерных реакций в пределах 15−20%.
Проведен физический анализ результатов измерений скоростей реакций 115In (n, n'), i6Fe (n, p), 63Cu (n, 2n) и мощности поглощенной дозы гамма-излучения для различных композиций, облучаемых нейтронами с энергией 14 МэВ. Показано, что значительное /величение потока нейтронов с энергией Еп>1 МэВ в области щели, по сравнению со сплошной защитой, требует дополнительной радиационной защиты, либо ступенчатого целевого зазора. В модели сплошной железной защиты отмечен спад по толщине защиты жоростей реакций детекторов с высоким порогом на три порядка, а для детектора с низким порогом около двух порядков. Показано, что мощность поглощенной дозы гамма-излучения в модели сплошной железной защиты спадает по толщине примерно в 500 раз, а введение.
141 рямой центральной щели шириной 5 или 20 мм вызывает эффект возрастания мощности юглощенной дозы в области щели в (5−7) раз.
Эффективность ослабления потока нейтронов с 1<ЕП<10 МэВ для модели <елезоводной защиты со щелью 20 мм выше, чем для аналогичной железной модели, из-за [аличия в защите значительного количества водорода. Для нейтронов с энергией 10<ЕП<14 /1эВ наблюдается противоположная ситуация. Железоводная защита с центральной щелью 0 мм по эффективности ослабления мощности гамма-излучения оказалась в -1,3 раза хуже налогичной железной композиции. Проведенные экспериментальные исследования показали, что необходимо дальше овершенствовать экспериментальные методики измерения функционалов нейтронных и амма-полей с целью повышения надежности данных для тестирования расчетных программ.
