авторефераты диссертаций БЕСПЛАТНАЯ БИБЛИОТЕКА РОССИИ

КОНФЕРЕНЦИИ, КНИГИ, ПОСОБИЯ, НАУЧНЫЕ ИЗДАНИЯ

<< ГЛАВНАЯ
АГРОИНЖЕНЕРИЯ
АСТРОНОМИЯ
БЕЗОПАСНОСТЬ
БИОЛОГИЯ
ЗЕМЛЯ
ИНФОРМАТИКА
ИСКУССТВОВЕДЕНИЕ
ИСТОРИЯ
КУЛЬТУРОЛОГИЯ
МАШИНОСТРОЕНИЕ
МЕДИЦИНА
МЕТАЛЛУРГИЯ
МЕХАНИКА
ПЕДАГОГИКА
ПОЛИТИКА
ПРИБОРОСТРОЕНИЕ
ПРОДОВОЛЬСТВИЕ
ПСИХОЛОГИЯ
РАДИОТЕХНИКА
СЕЛЬСКОЕ ХОЗЯЙСТВО
СОЦИОЛОГИЯ
СТРОИТЕЛЬСТВО
ТЕХНИЧЕСКИЕ НАУКИ
ТРАНСПОРТ
ФАРМАЦЕВТИКА
ФИЗИКА
ФИЗИОЛОГИЯ
ФИЛОЛОГИЯ
ФИЛОСОФИЯ
ХИМИЯ
ЭКОНОМИКА
ЭЛЕКТРОТЕХНИКА
ЭНЕРГЕТИКА
ЮРИСПРУДЕНЦИЯ
ЯЗЫКОЗНАНИЕ
РАЗНОЕ
КОНТАКТЫ


Pages:     | 1 | 2 || 4 | 5 |

«МЕЖДУНАРОДНЫЙ СЕМИНАР ТЕХНОЛОГИИ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ 14-17 ...»

-- [ Страница 3 ] --

РМО-13, который предназначен для определения Спектры газовыделения образцов РГ-Т графи содержания компонентов остаточных газов в вы- та, насыщенных в соответствии с описанными соковакуумных системах. выше условиями, показаны на рис 2 и 3.

Для изучения газовыделения исследуемых об- Скорость газовыделения была пересчитана на разцов использовался метод термодесорбционной единицу площади поверхности образца. Концен спектроскопии в режиме линейного нагрева [1]. трации водорода для образцов, прошедших раз личную предварительную обработку, приведены в Таблице 1. Концентрации были рассчитаны по термодесорбционным кривым в интервале темпе 4 м-с ратур 300...1700 К в пересчете на весь объем об разца. По спектрам газовыделения хорошо видно, что удержание водорода возрастает с ростом тем Д пературы насыщения.

8 8 Скорость газовыделения, H2/см сек М 4.0x Образцы, облученные в водороде 8 7 14 Необлученные образцы, насыщенные в водороде 2 3.5x Образцы, облученные в азоте М 3.0x 2.5x 3 2.0x =20 K/мин Р T=920 K 1.5x 1.0x 1-вакуумная камера, 2-магниторазрядные насосы, 5.0x 3-вакуумный механический насос с азотной ловушкой, 4-система регистрации на основе масс-спектрометра, 0. 5-датчик давления, 6-диффузионный фильтр, 200 400 600 800 1000 1200 1400 1600 7-металлорукав, 8-вакумные вентили, Температура, K 9-механический натекатель.

Рис. 2. Типичные термодесорбционные спектры Рис.1. Экспериментальная установка газовыделения водорода из образцов графита для исследования газовыделения.

РГ-Т, подвергнутого различным видам термооб работки при температуре 920 К.

Экспериментальные результаты Для термодесорбционных исследований ис- Скорость газовыделения, H2/см2сек ?

пользовались образцы РГ-Т графита со следую- 4.0x щей предысторией: Образцы, облученные в водороде Необлученные образцы, насыщенные в водороде 3.5x • облученные в реакторе ИВГ.1М в течение 6 Образцы, облученные в азоте Образцы, насыщенные после облучения в азоте часов до общего флюенса 51018 н/см2 при 3.0x температурах 920 и 1150 К в атмосфере водо- 2.5x рода;

• облученные при тех же самых условиях облу- 2.0x =20 K/сек T=1150 K чения и температурах в среде азота;

1.5x • необлученные образцы, насыщенные в водо- 1.0x роде при температурах 920 и 1150 К в течение 6 часов, что соответствовало температурным 5.0x режимам обработки облученных образцов. 0. 200 400 600 800 1000 1200 1400 1600 • образцы, насыщенные водородом при тех же Температура, K температурных условиях после облучения в азоте.

Рис.3. Типичные термодесорбционные спектры образцов графита РГ-Т, подвергнутого различным На спектрах газовыделения образцов, облу видам термообработки при температуре 1150 К.

ченных в водороде при двух использованных в работе температурах проведения экспериментов, наблюдались три хорошо выраженных водород ных пика при температурах около 770 К, 1100 К, и 1350 К. Для образцов, облученных в азоте и контрольных образцов (второй и третий типы НАКОПЛЕНИЕ И ГАЗОВЫДЕЛЕНИЕ ВОДОРОДА ИЗ ОБЛУЧЕННОГО ГРАФИТА МАРКИ РГ Таблица 1. Содержание водорода в РГ-Т графите, ствие реакторного гамма-, нейтронного облуче подвергшемся различным видам обработки. ния привело к измельчению структуры зерна по верхности (она стала более мелкодисперсной) и Тип обработки Содержание увеличению содержания карбидной ТiC фазы.

водорода, appm образца 920 K 1150 K 1. Образец, облученный в водороде 71.2 94. 2. Образец, облученный в азоте 34.8 33. 3. Необлученный образец, насы 40.3 42. щенный в водороде 4. Облученный в азоте образец, - 54. далее насыщенный в водороде Газовыделение водорода из РГ-Т графита, об лученного в водороде при 1150 К в 2.2 раза боль ше, а при Т=920 К в 1.7 раза больше, чем для кон трольных необлученных образцов, рис.2 и 3. Это хорошо согласуется с данными [2], где содержа ние водорода для необлученных образцов было а равно 20 appm, а для облученных при 875 К и при 1123 К значительно больше. В РОСО N3M и Н графитах удержание водорода было около appm при уровне повреждений 0.04 dpa. Для на шего случая максимальное удержание равнялось 94 appm при уровне повреждений 0.0025 dpa.

Было обнаружено, что газовыделение из об разцов, предварительно облученных в азоте при 1150К, а затем насыщенных водородом при той же самой температуре было в 1.7 раза меньше, чем для образцов, облученных в атмосфере водо рода при 1150К. Результаты исследований опуб ликованы в статьях [3,4].

Исследования микроструктуры образцов, про веденные с помощью оптического микроскопа и просвечивающей электронной микроскопии пока- в зали, что воздействие излучения при повышенных а – исходный, в – облученный в водороде при 1150К температурах может привести к существенному изменению морфологии поверхности и структур- Рис. 4. Поверхность образцов графита марки РГ-Т но-фазовой модификации приповерхностного слоя (рис. 4). В частности, показано, что воздей и др. [9] для десорбции с оборванных связей типа Обсуждение результататов Анализируя полученные спектры термоде- « мономер» и «димер», соответственно. «Димер»

сорбции из облученных и контрольных образцов представляет собой два атома водорода, сорбиро графита и сопоставляя их с литературными дан- ванных в соседних позициях на краю графитовой ными, можно предположить, что процесс выделе- сетки, а «мономер» - одиночный атом водорода.

ния водорода может быть связан с десорбцией (рис. 5).

водорода с оборванных углеродных связей на Количество центров адсорбции Na равно коли поверхности, диффузией из пор или по порам, по честву краевых атомов, в частности, для графита границам зерен или из объема зерна. с размером кристаллита 1 мкм доля краевых ато мов составляет 10-4 от общего числа атомов или В соответствии с методикой, предложенной в 1019 ат./см3. Количество центров адсорбции рас работе А. Писарева [5] обработка первого и вто рого пиков газовыделения показала, что данные считано Е. Хоинкисом в работе [6] и равно значе нию Na = 71018 ат./г., что соответствует 10 - пики можно описать с помощью модели десорб ции второго порядка с энергиями активации для аррm для необлученного графита. Число потенци первого пика при Т=770 К равной 2.8 эВ/мол., для альных ловушек для водорода в графите принято считать равным 1019. Предельное заполнение ло второго пика - 4.0 эВ/мол. при Т= 1100 К. [3].

Можно предположить, что механизмом выделе- вушек при Т= 1400 К и давлении 1 торр равно 0. ния водорода является для первых двух пиков в соответствии с изотермой адсорбции, приведен десорбция с оборванных углеродных связей на ной в отчете [7]. Следовательно, предельная кон центрация водорода в графите равна 1018 см-3.

поверхности. Эти значения находятся в хорошем согласии в пределах ошибки эксперимента со Относительно третьего пика, наблюдаемого значениями, приведенными в работе А. Захарова только на облученных в водороде образцах гра НАКОПЛЕНИЕ И ГАЗОВЫДЕЛЕНИЕ ВОДОРОДА ИЗ ОБЛУЧЕННОГО ГРАФИТА МАРКИ РГ фита, можно предположить различные механиз- имеющего сферическую симметрию и размер мы, например, появление новых типов С-Н связей примерно 5 микрон. Тогда коэффициент диффу в результате облучения в водороде, диффузию по зии водорода из зерна графита может быть пред границам зерен или из объема зерна. ставлен в виде:

В работе [8] показано, что диффузия в объем D = 1.810-4ехр(-2.5 эВ/kT), м2/сек.

зерна более предпочтительна из состояния «мо номера». Анализ литературных данных показыва ет, что в низкотемпературной области имеется Вычисленные значения находятся в хорошем довольно хорошее согласие в экспериментальных согласии с приведенными значениями коэффици результатах. представленных различными авто- ентов диффузии водорода в графите в работе Ат рами, в то время как выше температуры 1200 К суми и др. [11].

имеются значительные расхождения. В работе [7] В одной из последних опубликованных работ предполагают, что при высоких температурах А. Захарова и А. Городецкого [12] утверждается, реализуется возможность проникновения водоро- что удержание дейтерия в объеме РГ-Т графита да вглубь кристаллита. Это связано с появлением не происходит. Насыщение РГ-Т графита, содер значительной доли «мономеров» среди адсорби- жащего 0,1% бора, проводили облучением иона рованного водорода. ми дейтерия потоком 61017атом/см2сек. в тече Димер ние 5 часов при температуре 1400 К. При этом в термодесорбционных спектрах присутствовали характерные пики выделения дейтерия и НD при температуре порядка 1450 К. Механическое сня тие поверхностного слоя, толщиной 100 мкм, привело к исчезновению данных высокотемпера турных пиков. Данный эксперимент позволил авторам констатировать тот факт, что дейтерий не Теплота адсорбции 2.3 эВ проникает в объем графита. В нашем случае мож но утверждать, что имеет место объемное насы Мономер щение графита, так как механическое шлифова ние поверхности не привело к исчезновению вы сокотемпературного пика выделения водорода на термодесорбционных спектрах. Возможно это связано с различными условиями насыщения об разцов водородом (дейтерием), а также с различ ным исходным составом образцов РГ-Т графита.

Используемый в наших исследованиях РГ-Т гра Теплота адсорбции 1.2 эВ фит не содержал бора.

CН-комплекс Моделирование газовыделения водорода из облученных образцов графита В методе термостимулированного газовыде ления, когда температура T меняется линейно во времени по закону T=T0+t, параметры моделей зависят от температуры и соответствующих энер гий активации. В разработанной нами программе TDS_MONO для метода термодесорбции из од Теплота адсорбции не определена. нородного образца задаются диапазон температур и скорость линейного нагрева. Далее задаются Рис. 5. Схематическое изображение «димеров», начальные и краевые условия и линейный размер «мономеров» и СН-комплексов на поверхности образца и запускается счет. Для термодесорбции графита.

программа выводит на дисплей через определен ный шаг по температуре профили распределения В результате изложенного можно сделать сле- водорода по толщине образца в диффузионной дующие обобщения. среде и в ловушках, а также поток газа из образца Реакторное облучение может стимулировать в зависимости от температуры, сравнивая его каталитическую активность поверхности графита (при необходимости) с графиком какого-либо с расположенными на ней оборванными углерод- экспериментально измеренного спектра. Для де ными связями, результатом чего будут увеличе- газации, кроме профилей распределения водорода ние числа мест адсорбции и, вероятно, диссоциа- по толщине образца в диффузионной среде и в ция «димеров» с их превращением в «мономеры». ловушках, выводится зависимость потока водоро Далее, может иметь место диффузия водорода из да от времени.

«мономера» в зерно графита. Последний третий Так на рис. 6 приведен пример описания двух пик можно приписать диффузии из зерна графита, начальных пиков в спектре выделения водорода НАКОПЛЕНИЕ И ГАЗОВЫДЕЛЕНИЕ ВОДОРОДА ИЗ ОБЛУЧЕННОГО ГРАФИТА МАРКИ РГ из графитового образца, относительно которых с помощью математического пакета Mathcad 6. предполагается, что они чисто десорбционного, Plus [14], позволяющего проводить операции над поверхностного происхождения и описываются матрицами. Примеры расчетов приведены на рис.

обыкновенным дифференциальным уравнением: 7 и в таблице 2.

Следует отметить, что наличие в спектрах N термостимулированного газовыделения значи E = N 2 exp D, (1) тельного количества плохо разрешенных пиков и t RT точек перегиба, каждый из которых может обу славливаться диффузией или термодесорбцией по где N – концентрация газа на поверхности, – разным механизмам, а также большого уровня частотный фактор. шумов, не позволяет сделать программы, оптими Для решения такого уравнения была разрабо- зирующие всю термодесорбционную кривую.

тана программа TDS_DES, использующая итера ционный метод Рунге-Кутта 5-го порядка для яв ной четырехточечной сетки. Заселенность уровней, % 1. 3,0x101 0. Скорость газовыделения, Н 2 /см2 сек эксп.

2,5x101 4 теор.

0. 2,0x101 0. 1,5x101 1,0x101 4 0. 0.50 0.75 1.00 1.25 1.50 1.75 2.00 2.25 2.50 2.75 3. 5,0x101 3 Энергия активации, эВ/атом Рис. 7. Спектр энергий активации газовыделения 0, из образца графита РГ-Т, облученного в водороде 400 600 800 1000 1200 1400 1600 при температуре 1150 К.

Температура, К Рис. 6. Пример сопоставления теоретической и экспериментальной кривых по десорбционной Наличие нескольких пиков на эксперимен модели выделения водорода из графитового об тальных кривых сильно усложняет вид простран разца, облученного в водороде при Т=1150К.

ства проектирования и делает процесс фитирова ния многоступенчатым и итерационным. Наибо лее успешно для фитирования кривых термоде Вычисления с использованием формулы (1) сорбции применяется модель двухканальной позволили рассчитать энергии активации дегаза диффузии, с помощью которой можно описать ции для двух первых пиков на экспериментальной сразу нескольких пиков. На рис. 8 приведен при кривой газовыделения, равные 1.45 и 2. мер такого фитирования кривой термодесорбции эВ/атом. Полученные при помощи численного водорода из облученного в атмосфере водорода в моделирования энергии активации дегазации рав течении 6 часов нейтронами с плотностью потока ны 0.82;

1.1;

1.4;

1.6;

2.2;

2.5 эВ/атом. Таким обра 1.51014 н/см2 на реакторе ИВГ.1М при 920К РГТ зом, вместо двух явно выраженных пиков, мы графита.

получили шесть пиков газовыделения.

В этом примере полагается, что существует Для определения спектра энергий активации и два канала с коэффициентами диффузии начальной заселенности по различным механиз Do(1)=510-8 м2/сек и Do(2)=210-8 м2/сек, таких, мам, существует метод, предложенный Картером что газ переходит только из более медленного [13].

канала в быстрый, и два типа ловушек - «мономе Применяя данную методику, можно опреде ры» и «димеры» с энергиями высвобождения 2. лить спектр энергий активации для различных эВ/моль и 4.1 эВ/моль. При этом первый большой термодесорбционных кривых, разбивая их на уча пик на термодесорбционном спектре соответству стки с разницей энергий в 0.01 эВ/атом в интере ет выходу водорода, накопленного в приповерх сующей нас области энергий и записывая систему ностной области образца, а второй – состоящий линейных уравнений. Термодесорбционные кри из двух пиков, соответствует выходу водорода из вые разбивалась на 300 (n=300) участков в инте ловушек различного типа и диффузии из зерна ресующем нас интервале температур от 300 до кристаллита.

1800 К. Система линейных уравнений составля лась, исходя из значения порядка 1013 и реша лась в матричном виде. Вычисления проводились НАКОПЛЕНИЕ И ГАЗОВЫДЕЛЕНИЕ ВОДОРОДА ИЗ ОБЛУЧЕННОГО ГРАФИТА МАРКИ РГ Таблица 2. Энергии активации газовыделения, полученные математической обработкой экспериментальных кривых различными методами для образца РГ-Т графита, облученногов водороде при Т=1150 К и контрольного.

№ Энергии активации, эВ/атом пика метод А.Писарева метод Г.Картера численное моделирование контр. облуч. контр. облуч. облуч.

образец образец образец образец образец 1 0. 2 1.23 1.25 1. 3 1.4 1.45 1.5 1.5 1. 4 1.87 1.8 1. 5 2.0 2.17 2.01 2.15 2. 6 2.55 2. Полученные на термодесорбционном спектре лекулярного водорода или выделению водорода с пики выделения водорода с соответствующим оборванных углеродных связей на поверхности спектром энергий активаций газовыделения могут типа «димер» Местами сорбции водорода могут быть приписаны следующим процессам: быть узлы внедренных в междоузлии атомов уг • первые два пика (0.82 и 1.1 эВ/атом.) соот- лерода с энтальпией адсорбции - 4.4 эВ/Н2 (нере лаксированные атомы углерода). Эти узлы лока ветствуют диссоциации простых водородных лизуются между графитовыми слоями и слабо комплексов типа VH на поверхности, содержащей доступны для водорода при низких температурах.

дефекты с различными энергиями связи. Местами Для заполнения этих ловушек необходима диф сорбции водорода могут быть краевые атомы фузия по зерну графита. Оценка емкости ловушек пространственной структуры углерода с энталь такого типа равна 50 аррm.

пией адсорбции - 2.3 эВ/Н2 (релаксированные) • полученная дополнительно энергия акти атомы углерода. Эти узлы легко доступны для водорода, так как они расположены по границам вации газовыделения (2.5 эВ/атом.), вероятно, зерен и транспорт водорода происходит путем может быть приписана распаду водородных ком быстрой диффузии через связанную пористую плексов типа VnHm.

• последний пик на термодесорбционном структуру. Насыщение ловушек такого типа мо жет быть ограничено кинетикой адсорбции. Ем- спектре связан с диффузией водорода из «моно кость ловушек такого типа может быть до 200 меров» в зерно под влиянием реакторного излу аррm. чения и соответствует объемной диффузии из • пик выделения водорода с энергией 1,4 зерна кристаллита. С нашей точки зрения, обра эВ/атом может быть приписан диссоциации V2H - зование «мономеров» при облучении графита в комплекса или выделению водорода из оборван- водороде предподчтительнее, чем образование ной углеродной связи на поверхности типа «мо- других С-Н связей.

номер».

• пик газовыделения с энергией 1.6 эВ/атом соответствует диссоциации VH2 – комплекса с высвобождением атомарного водорода.

• энергия выделения водорода 2.2 эВ/атом.

соответствует диссоциации более сложных ком плексов, например V2H4, с высвобождением мо НАКОПЛЕНИЕ И ГАЗОВЫДЕЛЕНИЕ ВОДОРОДА ИЗ ОБЛУЧЕННОГО ГРАФИТА МАРКИ РГ Channel I Channel II (b (a) (c) (d) C2 N M C х х х х (e) T, K Рис. 8. Пример подгонки программой DiDouble расчетной кривой по модели двухканальной диффузии с ловушками к спектру термодесорбции водорода из РГТ-графита, облученного в водороде при температуре 920 К.

Здесь (а) и (c) - динамика изменения во времени пространственного распределения водорода в диффузионной среде двух каналов;

(b) и (d) - то же в ловушках;

(е) - экспериментальная и расчетная кривые потока водорода в зависимости от температуры, (скорость нагрева равна 20 К/мин.).

проявляется в увеличении удержания водорода в Заключение.

Проведены эксперименты по одновременному образце.

насыщению водородом и реакторному облучению Показано, что накопление водорода в графите образцов графита РГ-Т при воздействии излучения является результатом Методом термодесорбционной спектроскопии взаимодействия водорода с оборванными (сво в режиме линейного нагрева исследованы харак- бодными) углеродными связями на поверхности в теристики газовыделения и накопления водорода результате радиационно-стимулированного уве в облученных при различных условиях и кон- личения адсорбционно-каталитической активно трольных образцах графита РГ-Т. сти поверхности графита, включая внутреннею Обнаружен эффект совместного воздействия поверхность пор, содержащую оборванные угле водорода, температуры и облучения на характе- родные связи.

ристики накопления водорода в графите, который НАКОПЛЕНИЕ И ГАЗОВЫДЕЛЕНИЕ ВОДОРОДА ИЗ ОБЛУЧЕННОГО ГРАФИТА МАРКИ РГ Литература 1. Бекман И.Н., Экспериментальные методы изучения диффузии радиоактивных газов в твердых телах.

Десорбционный метод. Радиохимия, №3, 1987 г.

2. Atsumi H., Higashi O., Iseki M., Shikama M. Hydrogen absorbing of graphite for fusion reactors, Kinki Dia gaku Rikogakubu Kenkyu Hokoku (Japan) 1992, v.28 p.221-229.

3. Tazhibaeva I.L., Klepikov A.Kh., Shestakov V.P., Romanenko O.G., Hydrogen release of reactor irradiated RGT-graphite, -J. Nucl. Mater., 1996, v. 233-237, p. 1198-1201.

4. Тажибаева И.Л., Клепиков А.Х., Шестаков В.П., Романенко О.Г., Чихрай Е.В., Кенжин Е.А., Басов А.В., Зеленский Д.И., Зверев В.Н., Чертков Ю.Б., Исследование накопления и выделения водорода в облу ченных образцах бериллия и графита, - ВАНТ, сер. Термоядерный синтез, 1996, вып. 1, с. 29-36.

5. Писарев А.А., Бандурко В.В., Цыплаков В.Н. Определение энергии активизации газовыделения ионно внедренного дейтерия из нержавеющей стали, - Атомная энергия, 1987, т. 63, с. 28-30.

6. Hoinkis E., Thermodesoption of deuterium from a porous graphitic carbon, - J. Nucl. Mater., 1991, v. 183, p.

9-18.

7. Захаров А.П., Городецкий А.Е. и др., Процессы накопления и реэмиссии протонов водорода в углерод ных материалах при взаимодействии с ионными и плазменными потоками, - отчет ИФХ РАН, 8. Kanashenko S.L., Gorodetskiy A.E., Chernikov V.N., Markin A.V., Zakharov A.P., Doyle B.L., Wampler W.R. Hydrogen adsorption and solubility in graphites, - J. Nucl. Mater., 1996, v. 233-237, 1207-1212.

9. Kurnikov D.B., Kanashenko S.L., Gorodetsky A.E. and Zakharov A.P., Interaction of deuterium atoms with radiation defects in graphite, -J. Nucl. Mater., 1991, v. 185, p. 123-129.

10. Federici G. and Wu C.H., Modelling of plasma hydrogen isotope behaviour in porous materials (graph ites/carbon - carbon composites), -J. Nucl. Mater., 1992, v. 186, p. 131-152.

11. Atsumi H., Iseki M., Shikama T., Hydrogen behaviour in carbon-based materials and its neutron irradiation effect, -J. Nucl. Mater., 1996, v. 233-237, p. 1128-1132.

12. Zakharov A.P., Gorodetsky A.E., Alimov V.Kh., Kanashenko S.L., Markin A.V., Hydrogen retention in plasma-facing materials and its consequences on tokamak operation, J. Nucl. Mater., 1997, v. 241-243, p. 52 67.

13. Carter G., Thermal resolution of desorption energy spectra, -Vacuum, 1962, v. 12, № 5, p.245-254.

14. Mathcad 6.0 Plus. Финансовые, инженерные и научные расчеты в среде Windows 95. Пер с англ., -М., Информационно-издательский дом «Филинъ», 1996, 712 с.

«АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА И БЕЗОПАСНОСТЬ АЭС» выпуск 1, январь УДК 621.039.526: 621.039. РАСЧЕТНОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ ТЕМПЕРАТУРНОГО ПОЛЯ В МОДЕЛИ ПЕРВОЙ СТЕНКИ РЕАКТОРА ИТЭР Игнашев В.И., Чехонадских А.М.

Институт атомной энергии Произведено расчетное моделирование режимов испытаний и изучено расчетным способом влияние на них размеров модели первой стенки, мощности нагрева и переходных режимов нагрева. По итогам расчета раз работаны рекомендации по выбору размеров модели и режимов испытаний.

Охлаждение производится за счет кипения во Введение ды в большом объеме по наружной поверхности В настоящее время близится к завершению стального слоя модели и по внутренней поверх этап НИОКР по проекту создания Международ ности внутреннего токоподвода.

ного термоядерного экспериментального реактора (ИТЭР). Центральная объединенная рабочая группа ИТЭР большое внимание уделяет обосно- F=66кгц IV ванию безопасности реактора. Одним из откры тых вопросов остается вопрос бериллиевой и во III дородной безопасности ИТЭР при попадании в вакуумную полость реактора водяного пара. I Для проверки пригодности программы MEL- COR для описания данной аварийной ситуации необходимо получить экспериментальные данные на малых моделях. В Институте атомной энергии Be Cu Fe НЯЦ РК разработана и создана установка для мо- делирования данной аварийной ситуации реакто- ра ИТЭР. Ниже приведено описание расчетов, S1 S выполненных в обоснование конструкции малой модели первой стенки (ПС) Расчет проводился с целью изучения эффек тивности высокочастотного способа нагрева мо дели ПС реактора ИТЭР и влияния на распреде 20 ление температуры в модели ПС следующих фак торов: • условий нагрева и охлаждения;

II • геометрической формы и размеров.

Рис. 1 Расчетная схема модели первой стенки.

Описание расчетной схемы модели первой стенки Энерговыделение в модели будет осуществ Модель первой стенки реактора ИТЭР пред ляться в пределах глубины проникновения тока в ставляет собой трехслойную цилиндрическую материал. Область энерговыделения на схеме за деталь, которая состоит из следующих слоев:

штрихована. Считаем, что мощность энерговыде • бериллий, внутренний диаметр 50, наружный ления не зависит от материала и будет одинако 56 мм, высота 220 мм;

вой для меди и для бериллия. Частота тока - f = • медь, толщина слоя 5…10 мм;

кГц.

• сталь 12Х18Н10Т, толщина слоя 12…20 мм. Глубина проникновения тока в материал опре деляется по формуле:

Общая высота модели составляет 350 мм.

Расчетная схема модели первой стенки пока = 503(/f)0.5, зана на рис. 1.

где - удельное электрическое сопротивление Нагрев производится током высокой частоты.

Внутренний токоподвод расположен коаксиально материала.

внутри модели и имеет наружный диаметр 40 и Для бериллия (Be) удельное электросопротив ление при 800°С равно = 3210-8 Омм, глубина толщину стенки 2.5 мм. Наружным токоподводом является оболочка толщиной 2 мм, расположен- проникновения тока = 1.25 мм. Для меди (Cu) ная на внутренней поверхности стального слоя. удельное электросопротивление при 200°С равно Материал токоподводов - медь. = 310-8 Омм, а глубина проникновения тока РАСЧЕТНОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ ТЕМПЕРАТУРНОГО ПОЛЯ В МОДЕЛИ ПЕРВОЙ СТЕНКИ РЕАКТОРА ИТЭР =0.3 мм. При расчете будем пользоваться имен- поля для восьми вариантов, представленных в таблице 1.

но этими значениями глубины проникновения Температурные поля для вариантов 3 и 7 при тока в материал.

ведены на рис. 2, 3. Температуры на всех рисун На схеме римскими цифрами указаны четыре ках даны в °С.

границы расчетной области. На I, II и III границах граничные условия одинаковы:

• температура среды Т=200°С;

Таблица 1. Варианты исходных данных расчета.

• коэффициент теплоотдачи = 40000 кВт/м2К qv, МВт/м Вариант S1, мм S2, мм (кипение).

1 10 12 На границе IV тепловой поток qf=0 Вт/м2. 2 10 12 3 10 20 Результаты расчета 4 10 20 Расчет температурных полей в вышеуказан 5 5 12 ном экспериментальном устройстве осуществлял 6 5 12 ся методом конечных элементов по программе 7 5 20 расчета КЕТН5. Были рассчитаны температурные 8 5 20 S1 = 10 мм;

S2 = 20 мм;

qv = 800 МВт/м3;

Вариант Рис. 2. Распределение температуры в модели первой стенки.

S1 = 5 мм;

S2 = 20 мм;

qv = 800 МВт/м3;

Вариант Рис. 3. Распределение температуры в модели первой стенки.

РАСЧЕТНОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ ТЕМПЕРАТУРНОГО ПОЛЯ В МОДЕЛИ ПЕРВОЙ СТЕНКИ РЕАКТОРА ИТЭР На рис. 4…7 показано распределение темпера- Т_Fe1 - температура внутренней поверхности тур материалов (бериллия, меди и стали) по высо- стали при мощности энерговыделения qv = 800 МВт/м3;

те для всех восьми вариантов расчета. За 0 принят нижний край цилиндра из бериллия. На рис. 4…7 Т_Be2 - температура внутренней поверхности приняты следующие обозначения: бериллия ( 50 мм) при мощности энер говыделения qv = 1500 МВт/м3;

Т_Be1 - температура внутренней поверхности Т_Cu2 - температура внутренней поверхности бериллия ( 50 мм) при мощности энер говыделения qv = 800 МВт/м3;

меди ( 56 мм) при мощности энерговы деления qv = 1500 МВт/м3;

Т_Cu1 - температура внутренней поверхности Т_Fe2 - температура внутренней поверхности меди ( 56 мм) при мощности энерговы деления qv = 800 МВт/м3;

стали при мощности энерговыделения qv = 1500 МВт/м T_Be1, C T_Cu1, C Температура, С T_Fe1, C T_Be2, C T_Cu2, C T_Fe2, C 0 50 100 150 200 Длина, мм s1=10 мм, s2=12 мм, qv1=800 МВт/м3, qv2=1500 МВт/м Рис. 4. Распределение температуры поверхности материалов по высоте.

T_Be1, C T_Cu1, C Температура, С T_Fe1, C T_Be2, C T_Cu2, C T_Fe2, C 0 50 100 150 200 Длина, мм s1=10 мм, s2=20 мм, qv1=800 МВт/м3, qv2=1500 МВт/м Рис. 5. Распределение температуры поверхности материалов по высоте.

РАСЧЕТНОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ ТЕМПЕРАТУРНОГО ПОЛЯ В МОДЕЛИ ПЕРВОЙ СТЕНКИ РЕАКТОРА ИТЭР T_Be1, C T_Cu1, C Температура, С 800 T_Fe1, C T_Be2, C T_Cu2, C T_Fe2, C 0 50 100 150 200 Длина, мм s1=5 мм, s2=12 мм, qv1=800 МВт/м3, qv2=1500 МВт/м Рис. 6. Распределение температуры поверхности материалов по высоте.

( ;

) T_Be1, C T_Cu1, C Температура, С T_Fe1, C 800 T_Be2, C T_Cu2, C T_Fe2, C 0 50 100 150 200 Длина, мм s1=5 мм, s2=20 мм, qv1=800 МВт/м3, qv2=1500 МВт/м Рис. 7. Распределение температуры поверхности материалов по высоте.

Все вышеуказанные результаты относятся к Из результатов расчета видно, что выход на стационарному расчету. Чтобы определить время стационарный температурный режим при работе выхода на режим при включении и выключении нагревателя осуществляется практически за 5 - напряжения на клеммах, был сделан нестацио- секунд, а при отключении нагрева температура нарный расчет для варианта 7. Результаты расчета выравнивается за 4-5 секунд.

приведены на рис. 8…10. Здесь показано измене Выводы и рекомендации ние максимальной и минимальной температуры В результате расчета выявлено значительное бериллия в зависимости от времени и приведено влияние теплопроводности в осевом направлении распределение температуры по высоте модели на распределение температуры по высоте модели первой стенки на начальном и конечном (после первой стенки. Для уменьшения градиента темпе отключения нагревателя) участках разогрева.

ратуры в осевом направлении рекомендуется уменьшить толщину слоя меди. Максимальная РАСЧЕТНОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ ТЕМПЕРАТУРНОГО ПОЛЯ В МОДЕЛИ ПЕРВОЙ СТЕНКИ РЕАКТОРА ИТЭР температура поверхности бериллия может быть температуры модели первой стенки после отклю задана в широком диапазоне за счет изменения чения нагрева.

толщины слоя стали и величины плотности энер- Проведенный расчет подтвердил возможность говыделения. Рекомендуется при планировании реализации требуемого градиента температуры в режимов испытаний учитывать быстрое снижение модели путем поверхностного нагрева.

Мощность энерговыделения, МВт/м3.

Температура, С;

0 2 4 6 8 10 12 14 Время, с Тmax, C Tmin, C N, МВт/м Рис. 8. Нестационарная температура поверхности бериллия.

Температура, С 0 50 100 150 200 Длина, мм Be_1 Cu_1 Fe_1 Be_3 Cu_3 Fe_3 Be_10 Cu_10 Fe_ 1=1 с, 3=3 с, 10=10 с.

Рис. 9. Нестационарное распределение температуры по высоте модели первой стенки после включения нагревателя.

РАСЧЕТНОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ ТЕМПЕРАТУРНОГО ПОЛЯ В МОДЕЛИ ПЕРВОЙ СТЕНКИ РЕАКТОРА ИТЭР Температура, С 0 50 100 150 200 Длина, мм Be_10 Cu_10 Fe_10 Be_11 Cu_11 Fe_11 Be_12 Cu_12 Fe_ 10=0 с, 11=1 с, 12=2 с.

Рис. 10. Нестационарное распределение температуры по высоте модели первой стенки при охлаждении после выключения нагревателя.

«АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА И БЕЗОПАСНОСТЬ АЭС» выпуск 1, январь УДК 621.039.526: 621.039. РАСЧЕТ ПОЛЕЙ РАССЕЯННЫХ В ВОЗДУХЕ НЕЙТРОНОВ И ФОТОНОВ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Жарков В.П.1), Дикарева О.Ф.1), Карташев И.А.1), Киселев А.Н.1), Нетеча М.Е.1), Истомин Ю.Л.2) 1) НИКИЭТ, РФ 2) Институт атомной энергии Проведены расчеты полей рассеянных в воздухе нейтронов и фотонов реактора. Источниками излучения являлись ядерные реакторы ИВГ.1М и РА, испускающие пучки излучения в атмосферу. Расчеты проводи лись с помощью программ MCNP и DOT-IV. Использовалась методика с эффективными источниками, мо делирующими выход излучения реакторов в атмосферу. Эффективные источники были сформированы на основе результатов расчетов MCNP и экспериментальных данных. Сопоставления расчетных и измеренных значений интегральной плотности потока нейтронов, мощности дозы нейтронов и фотонов, тепловых пото ков нейтронов показали их удовлетворительное согласие.

шающем их линейные размеры, источники можно 1. Введение.

Излучение, выходящее из источника и попа- считать точечными.

дающее в детектор после рассеяния вблизи гра- Для определения характеристик выходящего в ницы земля-воздух принято называть скайшайн атмосферу излучения требуется проведение рас (skyshine). Радиационная обстановка вблизи раз- четов полей нейтронов и фотонов в активной зоне личных ядерно-технических установок (ядерных и окружающих ее конструкциях в направлении реакторов, хранилищ отработавшего топлива, выхода излучения в атмосферу.

высокоэнергетичных ускорителей) часто опреде- Расчеты проводились главным образом с по ляется излучением рассеянных в воздухе нейтро- мощью программы MCNP-4 [1], реализующей нов и фотонов. Для расчета скайшайн-излучения метод Монте-Карло и, в меньшей степени, про используются методы дискретных ординат либо граммы DOT-IV [2], реализующей многогруппо методы Монте-Карло. Верификация этих методов вой метод дискретных ординат. В расчетах MCNP с использованием результатов измерений пред- использовались неаналоговые способы моделиро ставляет собой актуальную задачу в настоящее вания истории частиц расщепления и русской время. Особенно важно это в тех случаях, когда рулетки. В расчетах использовались библиотеки источником выходящего в атмосферу излучения BMCCS1 для нейтронов и MCPLIB1 для фотонов.

является ядерный реактор. Для реактора ИВГ.1М измерения и предвари В настоящей работе описывается процедура тельные расчеты показали, что более 60% излуче верификации программ MCNP-4 [1] и DOT-IV [2] ния (по интегральной плотности потока) выходит в задачах определения полей нейтронов и фото- в атмосферу через центральный полый канал. При нов рассеянного в воздухе излучения реактора этом наблюдается резкий (приблизительно на два вблизи границы раздела с землей. Методика из- порядка) спад в радиальном направлении интен мерений и описание проведения экспериментов сивности излучения, выходящего с поверхности излагаются в [3]. крышки реактора. Вследствие этого расчетная схема для MCNP была ограничена по радиусу 2.Формирование эффективных источников размером 60 см. В вертикальном направлении излучения.

расчеты производились до уровня хвостовиков В эксперименте источниками излучений явля ТК через железоводную защиту, которая в расче лись два ядерных реактора ИВГ.1М и РА. Расчет тах MCNP представлялась рядом гомогенизиро пространственно-угловых и энергетических рас ванных зон. Такое упрощенное представление в пределений выходящего из этих реакторов излу расчетах реальной композиции было вынужден чения представляет собой гораздо более сложную ным вследствие большого количества в них эле задачу, нежели расчет полей рассеянного в атмо ментов конструкций и их сложной геометриче сферном воздухе излучения. Поэтому целесооб ской формы.

разно сформировать «эффективные источники»

В табл.1 приведены результаты расчетов с по излучения, которые были бы полностью эквива мощью программы MCNP плотности потока бы лентны реальным. Иными словами, «эффектив стрых (с Еn 1.11 МэВ) и тепловых (с Еn 0. ный источник» должен иметь те же спектрально эВ) нейтронов вдоль вертикальной оси канала.

угловые характеристики выходящего в атмосферу Наблюдается удовлетворительное согласие изме излучения, но иметь простую геометрическую ренных и расчетных данных. Наибольшие расхо форму. Принимая во внимание то обстоятельство, ждения между экспериментом и расчетом наблю что обычно точки детектирования находятся от даются в пространственных точках, близких к источников на расстоянии, значительно превы верхнему торцу канала (точка 40 см в табл..1, РАСЧЕТ ПОЛЕЙ РАССЕЯННЫХ В ВОЗДУХЕ НЕЙТРОНОВ И ФОТОНОВ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА примерно на 35 см выше хвостовиков ТК). Это, Многие другие примеры сопоставлений пока видимо, связано частично с тем, что в расчете вся зывают, что результаты, полученные с помощью железоводная защита гомогенизирована, а в экс- программы MCNP, вполне достоверны и могут перименте измерения в этих точках имеют боль- быть использованы при формировании эффектив шую (20 - 30 %) погрешность. ного точечного источника, моделирующего выход излучения в атмосферу из реактора ИВГ-1М.

Таблица 1. Распределение потоков тепловых и быстрых нейтронов по высоте центрального канала реактора ИВГ.1М.

Поток быстрых нейтронов, н/cм2с Поток тепловых нейтронов, н/cм2с Расстояние от верхнего торца Экспериментальные MCNP Экспериментальные MCNP канала вниз, см данные, [3] данные, [3] 40 1.00+9 * 1.91+9 8.56+9 1.63+ 60 - 3.12+9 1.53+10 3.67+ 80 - 6.20+9 5.05+10 9.10+ 100 1.33+10 2.01+10 1.72+11 2.47+ 120 9.73+10 9.30+10 1.36+12 1.10+ 140 1.16+12 1.06+12 1.76+13 9.00+ 160 5.79+12 8.41+12 7.34+13 8.50+ 180 1.04+13 1.25+13 1.26+14 1.38+ 200 1.01+13 1.24+13 1.17+14 1.40+ * здесь 1.00+9 означает 1.0х При формировании этого источника принима- лений плотности потока нейтронов на трех уров лось во внимание, что 68% излучения интеграль- нях по высоте от центра активной зоны - 55 см, ной (по энергии) плотности потока составляло 185 см, 315 см. Результаты расчетов и измерений плотности потока быстрых (с Еn 1.11 МэВ) ней практически мононаправленное излучение из по лого канала. Оставшиеся 32% интегрального по- тронов приводятся в табл. 2. Совпадение расчет тока составляет излучение с крышки реактора, ных (MCNP) и экспериментальных результатов имеющее приблизительно косинусоидальное уг- для всех трех уровней можно считать удовлетво ловое распределение. Большая часть этого излу- рительным. Из представленных в табл. 2 распре чения будет поглощена в деталях оборудования и делений следует, что выходящее в атмосферу из стенах и крыше реакторного помещения. На ос- лучение сконцентрировано в достаточно узком новании оценочных расчетов и геометрических конусе вокруг вертикальной оси. Полагая, что соображений было принято, что все излучение эффективный точечный источник располагается реактора, выходящее в атмосферу, сосредоточено по высоте в центре активной зоны, можно опре в узком конусе с углом при вершине 18° (коси- делить максимальный угол расходимости (или нус этого угла составляет 0.95). µ=cos ) выходящего пучка. При этом можно Полная интенсивность выходящего излучения воспользоваться радиальными распределениями (интегральной плотности потока) нейтронов, на излучения на уровнях 170 и 270 см. Средняя основании расчетных данных, составила 2.151012 оценка для двух уровней µmin оказалась равной н/с. Таким образом, реактор ИВГ.1М как источ- 0.80. Это значение хорошо согласуется с геомет ник излучения в дальнейших расчетах моделиро- рическим анализом выхода излучения из реактора вался точечным источником с направленным уг- РА через верхний люк на крыше реакторного по ловым распределением (косинус угла раствора мещения. Таким образом, выходящее из реактора пучка менялся от 1.0 до 0.95) и с энергетическим РА излучение можно смоделировать с помощью распределением нейтронов на выходе централь- точечного источника в центре активной зоны, ного канала. излучающего в направлении оси Z равновероятно Процедура, аналогичная описанной, была вы- в пределах конуса с углом при вершине 36° полнена для фотонов. Эффективный источник (µ=0.80). Интенсивность этого источника оказа фотонов имел то же угловое распределение, а в лась равной 2.041014 н/с.

качестве энергетического спектра брались рас- Аналогичный анализ для фотонов показал, четные спектры фотонов, выходящие из полого что эффективный источник будет иметь в этом канала. Полная интенсивность эффективного ис- случае тот же угол расходимости, что и для точника фотонов составила 2.301013 /с. нейтронов, и интенсивность выхода составит Для реактора РА выход излучения в атмосфе- 5.101014 /с.

ру происходит с верхней крышки активной зоны [3]. Для формирования эффективного источника были проведены расчеты радиальных распреде РАСЧЕТ ПОЛЕЙ РАССЕЯННЫХ В ВОЗДУХЕ НЕЙТРОНОВ И ФОТОНОВ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Таблица 2. Поток быстрых нейтронов (E 1.11MэВ) на крышке реактора РА и над ней.

Высота расположе- Расстояние от оси Поток быстрых нейтронов (E 1.11МэВ), н/cм2с ния над крышкой реактора, см реактора, см MCNP Эксперимен-тальные данные, [3] 0 6.13+10 5.7+ 5 5.82+10 5.5+ 10 5.33+10 5.0+ 0 17 4.36+10 3.9+ 25 3.12+10 3.1+ 30 2.34+10 3.1+ 38 1.30+10 2.3+ 0 2.38+09 3.1+ 10 2.23+09 3.1+ 20 2.15+09 2.8+ 30 2.11+09 2.7+ 130 40 1.96+09 2.5+ 55 1.47+09 1.9+ 70 6.57+08 9.1+ 85 2.54+08 2.1+ 100 9.83+07 6.3+ 0 6.48+08 8.1+ 5.84+ 15 5.82+08 8.0+ 30 6.16+08 7.9+ 260 45 5.93+08 7.5+ 60 5.44+08 7.0+ 80 4.86+08 5.9+ 100 4.19+08 4.5+ 120 3.05+08 3.0+ Таким образом, для расчетов skyshine оба ре- сивностью выхода. Источники располагались в актора могут быть смоделированы точечными центре симметрии композиции на уровне земли источниками с резко анизотропным излучением (рис. 1). Детекторы излучения задавались в виде заданной интенсивности. кольцевых поверхностей с шириной, равной см, и на расстоянии 100 см (по высоте) от по 1. Расчет полей нейтронов и фотонов на ме верхности грунта. В расчете, как и в эксперимен стности.

те, определялись интегральный поток нейтронов, В расчетах полей нейтронов и фотонов на ме мощности дозы нейтронов и фотонов и тепловой стности использовались эффективные источники поток нейтронов.

с заданными угловыми и энергетическими рас пределениями выходящего излучения и интен Воздух Детектор 1м Р, м Грунт Рис. 1. Расчетная схема рассеянного излучения.

РАСЧЕТ ПОЛЕЙ РАССЕЯННЫХ В ВОЗДУХЕ НЕЙТРОНОВ И ФОТОНОВ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА В серии параметрических исследований были ний составы были почти стабильными (наблюда определены размеры области расчета (по радиусу лись лишь малые вариации вокруг некоторых и высоте). Расчеты показали, что H = R = 1200 м «базовых» оценок). Эти «базовые» оценки ядер обеспечивают получение корректных оценок рас- ных концентраций для серии в октябре 1996 г.:

NN=4.301019 яд/см3, NO=1.161019 яд/см3, считываемых функционалов для всех пространст венных точек на местности. NAr=2.6410 яд/см, NH=8.701016 яд/см3;

для 17 Кроме того, в серии расчетов было показано, серии в мае-июне 1997 г.: NN=3.721019 яд/см3, что для обоих источников значения функциона- NO=1.031019 яд/см3, NAr=2.241017 яд/см3, лов для всех пространственных точек слабо зави- NH=5.301017 яд/см3.

сят от угла расходимости пучка. Ошибка в за- Как видно из приведенных составов, влияние дании этого угла на 5-10° приводит к изменению водорода, чье присутствие в воздухе обусловлено, значений функционалов на 0,5-1 %, что обычно главным образом, влажностью, вряд ли может заметно меньше статистической точности расче- быть заметным. Действительно, как показали рас та. четы влияние водорода на результаты незначи С другой стороны, результаты расчета для тельно, в отличие от вариаций плотности воздуха.

нейтронов сильно зависят от формы заданных Расчеты на местности с помощью программы энергетических распределений источников, при- MCNP проводились с использованием выборки чем важно правильное задание спектра во всем по важности в различных геометрических зонах.

энергетическом диапазоне энергий нейтронов от Прослеживалась история частиц до Е 5.010- 10-10 до 12…15 МэВ. МэВ для фотонов и 10-10 МэВ для нейтронов. В Задание грунта в расчете обязательно, по- расчетах использовались библиотеки MCNP скольку введение грунта на границе раздела зем- BMCCS1 для нейтронов и MCPLIB1 для фотонов.

ля-воздух приводит к увеличению значений В расчетах полей нейтронов и фотонов на ме функционалов. Результаты параметрических ис- стности с помощью программы DOT-IV [2] ис пытаний в целом согласуются с результатами пользовались R-Z геометрия с числом разностных аналогичных исследований в [4]. узлов 104 в S16P3 приближениях. Расчеты про Состав атмосферного воздуха менялся в зави- водились с модифицированной библиотекой кон симости от погодных условий. Было выделено два стант CASK-40. Для расчета дозовых характери варианте состава, соответствующих двум разным стик использовались коэффициенты перевода сериям измерений: в октябре 1996 г. и в мае-июне плотности потока в мощность дозы, приведенные 1997 г. Для каждой серии измерений определя- в [1].

лась плотность воздуха в зависимости от темпе- В табл. 3-5 приведены результаты расчетов и ратуры, давления и влажности. Температура, дав- измерений интегральной плотности потока, мощ ление и влажность менялись в течение дня (вре- ности дозы и плотности потока тепловых нейтро мени измерений) довольно заметно, так что опре- нов в зависимости от расстояния до источника делялись средние дневные значения. Таким обра- для двух серий измерений и двух реакторов.

зом, для различных дней измерений в течение серии наблюдались изменения этих параметров, а, следовательно, и изменения ядерного состава воздуха. Тем не менее, для каждой серии измере Таблица 3. Пространственное распределение мощности дозы Дн, полный поток нейтронов Фн, поток тепловых нейтронов (реактор РА, первая серия измерений).

Расстояние, м 100 200 400 500 600 800 MCNP1) 1.03+5 1.83+4 1.48+3 5.74+2 2.06+2 3.26+1 6.00+ Поток тепловых MCNP2) 1.37+5 2.29+4 1.73+3 5.92+2 2.17+2 3.23+1 4.99+ нейтронов, DOT-IV 1.17+5 1.88+4 1.46+3 - 1.78+2 2.65+1 4.34+ (н/cм2с) Экс. [3] 9.36+4 1.63+4 1.02+3 3.48+2 1.19+2 1.65+1 2.81+ MCNP1) 4.66+5 8.70+4 7.58+3 2.68+3 9.60+2 1.55+2 2.56+ Полный поток MCNP2) 4.79+5 8.41+4 6.46+3 2.29+3 8.30+2 1.26+2 2.13+ нейтронов, DOT-IV 4.64+5 8.05+4 6.46+3 - 8.05+2 1.20+2 2.00+ (н/cм2с) Экс. [3] 5.24+5 9.06+4 6.52+3 2.08+3 7.22+2 1.09+2 1.77+ MCNP1) 7.18+4 1.42+4 1.31+3 4.72+2 1.79+2 3.08+1 5.06+ Мощность дозы MCNP2) 6.92+4 1.34+4 1.21+3 4.44+2 1.69+2 2.52+1 4.27+ нейтронов, DOT-IV 7.80+4 1.60+4 1.42+3 - 1.85+2 2.87+1 4.90+ мкЗв/ч Экс. [3] 9.90+4 1.80+4 1.64+3 5.13+2 1.73+2 2.60+1 4.64+ MCNP1) - расчет по программе MCNP с библиотекой ENDF/B-IV;

MCNP2) - расчет по программе MCNP с библиотекой JENDL-3.2.

РАСЧЕТ ПОЛЕЙ РАССЕЯННЫХ В ВОЗДУХЕ НЕЙТРОНОВ И ФОТОНОВ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Таблица 4. Пространственное распределение мощности дозы Дн, полный поток нейтронов Фн, поток тепловых нейтронов (реактор РА, вторая серия измерений).

Функционал Расстояние, Фн, (н/cм2с) Фнт, (н/cм2с) Дн, (мкЗв/ч) м 1) 1) 1) MCNP DOT-IV Экс.[3] MCNP DOT-IV Экс.[3] MCNP DOT-IV Экс.[3] 100 6.86+4 8.41+4 1.15+5 4.85+5 4.70+5 5.41+5 1.06+5 1.17+5 8.31+ 200 1.44+4 1.84+4 2.17+4 9.12+4 9.34+4 8.28+4 2.04+4 2.13+4 1.60+ 400 1.51+3 2.04+3 2.18+3 8.82+3 9.53+3 9.09+3 1.99+3 2.10+3 1.30+ 500 5.96+2 - 8.37+2 3.28+3 - 3.67+3 7.24+2 - 4.90+ 600 2.36+2 3.28+2 3.22+2 1.29+3 1.50+3 1.33+3 2.84+2 3.24+2 1.88+ 800 4.58+1 6.23+1 5.44+1 2.32+2 2.78+2 2.20+2 5.01+1 6.01+1 3.16+ 1000 9.10+0 1.27+1 1.19+1 4.52+1 5.58+1 4.81+1 9.78+0 1.20+1 7.64+ MCNP1) - расчет по программе MCNP с библиотекой ENDF/B-IV.

Таблица 5. Пространственное распределение мощности дозы Дн, полный поток нейтронов Фн, поток тепловых нейтронов (реактор ИВГ.1М, первая серия измерений).

Функционал Расстояние, Фн (н/cм2с) Ф нт (н/cм2с) Д н (мкЗв/ч) м MCNP MCNP Экс.[3] MCNP MCNP Экс.[3] MCNP MCNP Экс.[3] 1) 2) 1) 2) 1) 2) 100 3.10+2 4.86+2 3.32+2 2.58+3 2.99+3 1.84+3 1.02+3 1.22+3 4.18+ 200 5.50+1 1.05+2 6.21+1 3.92+2 4.80+2 2.98+2 9.20+1 1.31+2 5.00+ 400 4.53+0 1.13+1 5.20+0 3.18+1 4.50+1 2.37+1 7.06+0 1.11+1 3.50+ 500 1.70+0 4.34+0 1.69+0 1.04+1 1.75+1 6.05+0 2.34+0 4.18+0 1.19+ 600 5.76-1 1.79+0 5.80-1 3.62+0 6.99+0 2.26+0 8.22-1 1.64+0 4.60- 800 9.54-2 3.14-1 1.20-1 5.24-1 1.22+0 4.30-1 1.22-1 2.94-1 8.00- 1000 1.70-2 6.00-2 3.00-2 8.60-2 2.30-1 8.30-2 1.94-2 5.74-2 1.30- MCNP1) - расчет по программе MCNP с библиотекой ENDF/B-IV;

MCNP2) - расчет по программе MCNP с библиотекой JENDL-3.2.

Из таблиц 3-5 видно, что все расчетные ре- Аналогичные расчеты были проделаны для зультаты, полученные с помощью программ фотонов. В мощность дозы фотонов на местности MCNP и DOT-IV, находятся в удовлетворитель- основной вклад вносят вторичные фотоны, появ ном согласии друг с другом, несмотря на то, что ляющиеся в результате реакций захвата (главным использовались разные ядерно-физические дан- образом) и неупругого рассеяния нейтронов. В ные. Совпадение расчетных и экспериментальных табл. 6 приведены результаты расчета для 1-ой результатов также удовлетворительное, и в боль- серии измерений реактора РА. Наблюдается за шинстве случаев наблюдается согласие расчета и метное расхождение (до 1.7 раз) между экспери эксперимента в пределах удвоенной погрешности ментом и расчетом для наиболее близких к ис измерений. Наибольшее расхождение наблюдает- точнику пространственных точек (100 и 200 м).

ся для значений плотности потока тепловых ней- Это, видимо, объясняется заниженным выходом тронов, что является вполне закономерным. излучения фотонов из источника, принятым в расчете.

Таблица 6. Мощность дозы гамма-излучения на различных расстояниях от реактора РА.

Расстояние, Мощность дозы гамма излучения, (мкЗв/ч) м Первая серия измерений Вторая серия измерений Двт. 1) Дпр. 2) Двт. 1) Дпр. 2) Д.3) Д.3) Экс., [3] Экс., [3] 100 1.92+3 1.28+3 3.20+3 5.20+3 1.88+3 1.29+3 3.17+3 5.06+ 200 3.94+2 2.25+2 6.19+2 8.91+2 4.24+2 2.53+2 6.77+2 9.21+ 400 4.74+1 1.60+1 6.34+1 6.30+1 5.58+1 2.25+1 7.83+1 1.02+ 500 1.84+1 5.02+0 2.34+1 2.42+1 2.36+1 7.85+0 3.15+1 4.45+ 600 8.68+0 1.75+0 1.04+1 1.10+1 1.06+1 2.97+0 1.36+1 2.10+ 800 2.32+0 2.25-1 2.55+0 2.48+0 2.88+0 4.68-1 3.35+0 5.16+ 1000 6.80-1 3.17-2 7.12-1 7.20-1 8.50-1 8.71-2 9.37-1 1.54+ Двт. 1) – доза вторичных фотонов, Дпр. 2) - доза фотонов выходящих из реактора, Д.3) = Двт.1) + Дпр.2) РАСЧЕТ ПОЛЕЙ РАССЕЯННЫХ В ВОЗДУХЕ НЕЙТРОНОВ И ФОТОНОВ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Для реактора РА во второй серии измерений ское завышение в 1.5-2 раза по абсолютной вели были проведены экспериментальные исследова- чине, причем по форме распределения довольно ния пространственно-энергетических распределе- близки друг к другу.

ний нейтронов и фотонов. На рис. 2-7 приводятся Дифференциальные спектры фотонов, приве результаты этих измерений вместе с результатами денные на рис. 5-7, показывают несколько боль расчетов для трех пространственных точек. Хо- шее расхождение между экспериментом и расче рошо видно, что для нейтронов в области энергий том.

Еn 1 МэВ для всех пространственных точек на- В целом, расхождения между экспериментом и расчетом для мощности дозы фотонов больше, блюдается совпадение измеренных и расчетных чем для нейтронов.

значений в пределах погрешности измерений. Для Еn 1 МэВ в расчете наблюдается систематиче Фн, н/cм2с МэВ MCNP Experiment E, MэВ 0,2 0,3 0,4 0,5 0,6 0,7 0,8 0,9 1,0 3,0 5,0 7, Рис. 2. Расчетный и измеренный дифференциальный спектр рассеянных нейтронов для реактора РА на расстоянии 100 м.

Фн, н/cм2с МэВ MCNP Experiment E, MэВ 0,2 0,3 0,4 0,5 0,6 0,7 0,8 0,9 1,0 3,0 5,0 7, Рис. 3. Расчетный и измеренный дифференциальный спектр рассеянных нейтронов для реактора РА на расстоянии 200 м.

Фн, н/cм с МэВ MCNP Experiment 10- E, MэВ 0,2 0,3 0,4 0,5 0,6 0,7 0,8 0,9 1,0 3,0 5,0 7, Рис. 4. Расчетный и измеренный дифференциальный спектр рассеянных нейтронов для реактора РА на расстоянии 400 м.


РАСЧЕТ ПОЛЕЙ РАССЕЯННЫХ В ВОЗДУХЕ НЕЙТРОНОВ И ФОТОНОВ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Ф, 1/cм с МэВ 104 MCNP Experiment E, MэВ 0,3 0,5 0,7 0,9 2,0 4,0 6,0 8,0 10, Рис. 5. Расчетный и измеренный дифференциальный спектр рассеянных фотонов для реактора РА на расстоянии 100 м.

Ф, 1/cм с МэВ MCNP 103 Experiment E, MэВ 0,3 0,5 0,7 0,9 2,0 4,0 6,0 8,0 10, Рис. 6. Расчетный и измеренный дифференциальный спектр рассеянных фотонов для реактора РА на расстоянии 200 м.

Ф, 1/cм с МэВ MCNP Experiment 0,3 0,5 0,7 0,9 2,0 4,0 6,0 8,0 10,0 E, MэВ Рис. 7. Расчетный и измеренный дифференциальный спектр рассеянных фотонов для реактора РА на расстоянии 400 м.

Существенное влияние на точность расчетных фотонов определяется в сильной степени вторич для фотонов оценок оказывают ядерно- ными фотонами реакции захвата на ядрах азота. В физические данные по выходу вторичных фото- табл.7 приводятся результаты расчета для реакто нов и точность определения плотности потоков ра РА нейтронных и фотонных функционалов, тепловых нейтронов, поскольку плотность потока полученных с помощью MCNP с ENDF/B-IV и РАСЧЕТ ПОЛЕЙ РАССЕЯННЫХ В ВОЗДУХЕ НЕЙТРОНОВ И ФОТОНОВ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА FENDL-3.2 ядерно-физическими данными. Вид- Таким образом, уточнение этих ядерно но, что расхождения, обусловленные только раз- физических данных, в первую очередь, для реак личием в ядерно-физических, данных могут дос- ций захвата и неупругого рассеяния на азоте тигать 40% для тепловых нейтронов и 2.5 раз весьма важно для корректного расчета полей фо тонов, обусловленных выходящим в атмосферу для мощности дозы вторичных фотонов.

излучением ядерного реактора.

Таблица 7. Значения нейтронных функционалов для реактора РА (по первой серии измерений).

Расстояние, (м) 50 100 200 300 400 500 600 800 MCNP1) Поток тепловых 3.18+5 1.01+5 1.86+4 5.10+3 1.90+3 5.23+2 2.35+2 3.98+1 2.60+ MCNP2) нейтронов 5.05+5 1.37+5 2.29+4 5.74+3 1.73+3 5.92+2 2.17+2 3.23+1 4.99+ (н/cм с) Экс. [3] 3.38+5 9.36+4 1.63+4 3.41+3 1.02+3 3.48+2 1.19+2 1.65+1 2.81+ MCNP1) Полный поток 1.58+6 4.80+5 9.35+4 2.67+4 8.52+3 3.08+3 1.27+3 2.08+2 1.68+ MCNP2) нейтронов 1.72+6 4.79+5 8.41+4 2.18+4 6.46+3 2.29+3 8.30+2 1.26+2 2.13+ (н/cм2с) Экс. [3] 1.78+6 5.24+5 9.06+4 1.90+4 6.52+3 2.08+3 7.22+2 1.09+2 1.71+ MCNP1) Мощность дозы 5.50+3 3.20+3 8.70+2 1.50+2 5.80+1 2.16+1 9.02+0 2.34+0 7.95- вторичных фотонов MCNP2) (мкЗв/ч) 2.19+3 7.61+2 1.78+2 5.78+1 2.33+1 9.67+0 6.15+0 1.14+0 6.33- MCNP1) - расчет по программе MCNP с библиотекой ENDF/B-IV;

MCNP2) - расчет по программе MCNP с библиотекой JENDL-3.2.

зали удовлетворительное согласие и подтвердили Выводы Проведены расчеты полей рассеянных в воз- корректность выбранной методики расчета с ис духе нейтронов и фотонов ядерных ректоров пользованием эффективных источников, модели ИВГ.1М и РА. Расчеты проводились с помощью рующих излучение реакторов. Сравнения показа программ MCNP и DOT-IV. Сопоставление рас- ли необходимость уточнения ядерно-физических четных результатов с экспериментальными пока- данных.

Литература 1. J. Briesmeister (Editor). «MCNP – A general Monte-Carlo Code N-particle Transport code. Version 4A», LA 12625-M (Nov. 1993).

2. W.A. Rhoades, R.L. Childs. «An updated version of the DOT4 One- and Two Dimensional Neutron/Photon Transport Code». ORNL-5851 (April 1982).

3. U.V. Orlov et al. Neutron and Gamma-radiation skyshine experiment at nuclear reactor. Presented on ANS in ternational conference, 19-23 April 1998, 4. Nashville, Tennessee, USA.

5. A.A. Gui, J.K. Shultil, R.E. Faw. «Response functions for neutron skyshine analysis. Nucl. Sci. Eng. 125, 2, 111-127 (1997).

«АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА И БЕЗОПАСНОСТЬ АЭС» выпуск 1, январь УДК 621.039.526: 621.039. ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ РАССЕЯНИЯ В ВОЗДУХЕ НЕЙТРОННОГО И ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЙ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Истомин Ю.Л.1), Зеленский Д.И.1), Черепнин Ю.С.1), Орлов Ю.В.2), Нетеча М.Е.2), Аваев В.Н.2), Васильев Г.А.2), Sakamoto H.3), Nomura Y.3), Naito Y.3) 1) Институт атомной энергии 2) НИКИЭТ, РФ 3) JAERI, Япония Активная зона реактора представляет собой 1.Введение Радиационная обстановка вокруг различных сильно гетерогенную систему с неправильной ядерно-технических установок в ряде случаев решеткой из 30 технологических каналов (топли определяется рассеянным в воздухе излучением, во – сплав циркония с высокообогащенным ура которое известно как «skyshine»-излучение. Что- ном) и отражателем из бериллия. Размеры актив бы верифицировать расчетные методы и сформу- ной зоны: диаметр ~550 мм, высота 800 мм. В лировать конкретные рекомендации при проекти- центре активной зоны установлена специальная ровании радиационной защиты ядерных устано- гильза из бериллия, в которой размещен полый вок необходимы надежные экспериментальные канал диаметром 76 мм, проходящий через всю данные. активную зону, верхнюю защиту и крышку реак Авторами был предложен и реализован «sky- тора. Через этот полый канал, в основном, выпус shine»-эксперимент, где в качестве источников кается излучение вверх в атмосферу. Номиналь излучений использованы специальные исследова- ная мощность реактора при проведении экспери тельские реакторы РА и ИВГ.1М, которые позво- ментов - 7 МВт.

ляют выпускать вверх интенсивные потоки излу чений. съемный блок защиты 2.Краткое описание реакторов структура реактора Реакторы расположены в районе г. Семипала тинска (Республика Казахстан) в степной безлюд- сталь активная зона ной зоне на высоте ~290 м над уровнем моря с перепадом высот не более ±5 м. Расстояние до графитовый отражатель ближайших населенных пунктов не менее 60 км.

Реактор ИВГ.1М представляет собой исследо- бетон вательский водо-водяной реактор на тепловых нейтронах. Реактор размещен в массивном желе- вода зобетонном перекрытии реакторного здания, ко торое углублено в землю. На перекрытии уста новлено защитное железобетонное кольцо высо той ~1 м (рис. 1).

Рис. 2. Реактор РА.

ушный канал воздушный канал Реактор РА размещен в том же железобетон ном перекрытии. Вокруг реактора установлена активная зона реактора бетонная защита биологическая защита в виде усеченного конуса из тяжелого бетона и стали (рис. 2). В верхней части защиты имеется цилиндрическое отверстие диаметром 70 см, которое закрыто защитной пробкой из бетона толщиной ~1 м. Во время из мерений защитная пробка извлекается, и излуче ние реактора выпускается вверх в атмосферу. Ак тивная зона содержит 37 тепловыделяющих сбо бетон рок с топливом из высокообогащенного урана корпус реактора серпентинит+сталь (при проведении экспериментов в центральной ячейке вместо ТВС был установлен гидроимита защита сталь+вода бериллиевый тор). Размеры активной зоны: диаметр 340 мм и отражатель высота 700 мм. Отражатель выполнен из берил Рис. 1 Реактор ИВГ.1М.

лия и графита, замедлитель - из гидрида цирко ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ РАССЕЯНИЯ В ВОЗДУХЕ НЕЙТРОННОГО И ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЙ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА ния. Номинальная мощность реактора при прове- диометрические и спектрометрические приборы.

дении экспериментов – 300 кВт. Перечень детекторов приведен в табл. 1.

Кроме того, для изучения характеристик реак 3.Методика измерений и аппаратура.

торов, как источников излучений, были подробно Измерения пространственных распределений исследованы поля излучений непосредственно излучений на местности проводились в южном над реакторами. Проведены измерения распреде направлении от реакторов, где отсутствуют ления плотности потоков быстрых нейтронов, строения. Было проведено три серии пусков реак тепловых нейтронов и мощности дозы гамма торов в период с октября 1996 года по октябрь излучения в радиальном направлении на трех вы 1997 года. Измерения уровней излучений выпол сотах от крышки реактора. Для этого использо нялись на расстояниях 50, 100, 200, 300, 400, 500, вались активационные детекторы и термолюми 600, 800 и 1000 м от оси реакторов, при этом де нисцентные стекла.

текторы размещались на высоте 1 м от поверхно Спектры нейтронов в широком диапазоне сти земли.

энергий измерялись набором из 18 –ти пороговых В экспериментах использовался широкий на и резонансных детекторов.

бор детекторов, включая дозиметрические, ра Таблица 1. Детекторы излучений.

Детектор Размеры детектора Энергетический Функционал диапазон 1 2 3 Таблетка 25 2 мм Сцинтилляционный счетчик Тепловые нейтроны Плотность потока теп с таблеткой LiF+ZnS(Ag) ловых нейтронов (счетчик 40 2 мм) 150 мм полиэтилена LiF+замедлитель 0.5 эВ - 10 МэВ Плотность потока про межуточных и быстрых нейтронов 240 мм полиэтилена LiF+замедлитель 0.5 - 10 МэВ Мощность дозы нейтро нов Таблетка 80 6 мм Пластмасса+ ZnS(Ag) 1 - 10 МэВ Плотность потока быст рых нейтронов 25 25 мм Тканеэквивалентная пласт- 0.02 - 10 МэВ Мощность дозы гамма масса излучения 10 50 мм Счетчик Гейгера 0.02 - 10 МэВ Мощность дозы гамма излучения 63 63 мм Кристалл NaJ 0.1 - 10 МэВ Спектр гамма-излучения 40 40 мм Сцинтилляционный счетчик 0.2 - 10 МэВ Спектр с кристаллом стильбена гамма-излучения 32 150 мм;

3 атм H-счетчик 20 - 400 кэВ Спектр нейтронов (H2-90%, CH4-9.4%, He-0.4%) 32 150 мм;

12 атм He-счетчик 100 кэВ - 5 МэВ Спектр нейтронов (3He-33%, Kr-67%) 40 40 мм Сцинтилляционный счетчик 1 - 10 МэВ Спектр нейтронов с кристаллом стильбена Bonner-мультисферы 6 замедлителей, тепловые - 10 МэВ Спектр нейтронов сцинтилляционный счетчик диаметры 5.1;

7.6;

12.7;

с таблеткой B+ZnS(Ag) 17.8;

20.3;

30.5 см излучения над реактором ИВГ.1М определяются, 4. Результаты измерений.

в основном, излучением, прошедшим через цен 4.1 Поля излучений над реакторами.

тральный полый канал. Поэтому излучение реак Результаты измерений распределения излуче тора ИВГ.1М в первом приближении можно ап ний на крышке реакторов РА и ИВГ.1М приведе проксимировать как узкий мононаправленный ны на рис. 3 и 4. Здесь и далее все измерения пе источник, в то время как излучение реактора РА ресчитаны на номинальную мощность: для реак можно представить в виде дискового источника тора РА - 300 кВт, для реактора ИВГ.1М - 7 МВт.


диаметром ~70 см.

Из рисунков видно, что поля излучений над реак Спектры нейтронов в интервале энергий от торами существенно отличаются по форме и аб 10-9 до 13 МэВ над реакторами РА и ИВГ.1М, солютным значениям. Нейтронное и гамма измеренные набором активационных детекторов, ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ РАССЕЯНИЯ В ВОЗДУХЕ НЕЙТРОННОГО И ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЙ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА приведены на рис. 5. Из этого рисунка видно, что календарные периоды. При этом погодные усло в излучение нейтронов реактора ИВГ.1М боль- вия (состояние атмосферы) существенно отлича шой вклад вносят тепловые нейтроны. Это связа- лись:

• лето (июнь) - температура воздуха плюс 35 но с наличием бериллиевой вставки в центре ак тивной зоны реактора. 40°С, атмосферное давление 720-730 мм.рт.ст., влажность 20-30%;

4.2.Результаты дозиметрических и спек • осень (ноябрь) - температура воздуха минус трометрических измерений на местности.

10-15°С, атмосферное давление 760- Измерения рассеянного в атмосфере нейтрон мм.рт.ст., влажность 60-70%.

ного и гамма-излучений выполнены на расстоя ниях от 50 до 1000 м от реакторов в различные 10 Реактор РА Реактор РА 1010 Фб, 1/см 2с D, Зв/ч Реактор ИВГ Реактор ИВГ -40 -40 0 40 Расстояние от оси реактора, см Расстояние от оси реактора, см Рис 4. Радиальные распределения Рис 3. Радиальные распределения потоков мощности дозы гамма-излучения быстрых нейтронов, измеренные дете кторами 115In(n,n’) над реакторами РА и над реакторами РА и ИВГ.1М.

ИВГ.1М.

Реактор РА Ф(Е)хЕ, 1/см2с Реактор ИВГ 10-9 10-8 10-7 10-610-5 10-4 10-3 10-2 10-1 1 Энергия, МэВ Рис 5. Спектры нейтронов над реакторами РА (мощность 300 кВт) и ИВГ.1М (7 МВт) На рис. 6...9 приведены результаты измерений ность дозиметрических и радиометрических из мощности дозы нейтронов Dn, плотности потоков мерений в основном не превышала 10-20%. Ис промежуточных и быстрых нейтронов Фпр+б, ключение составляли измерения излучения от плотности потоков тепловых нейтронов Фт, мощ- реактора ИВГ.1М на больших расстояниях, где погрешность достигала 25-30%.

ности дозы гамма-излучения D на различных расстояниях от реакторов РА и ИВГ.1М. Погреш ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ РАССЕЯНИЯ В ВОЗДУХЕ НЕЙТРОННОГО И ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЙ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Реактор РА (летние серии) Dn, мкЗв/ч Реактор РА 10 (осенние серии) Реактор ИВГ (осенние серии) - - 0 200 400 600 800 Расстояние от оси реактора, м Рис. 6 Мощность дозы нейтронного излучения на разных расстояниях от реакторов РА и ИВГ.1М при различных погодных условиях.

Реактор РА Реактор РА летние (быстр. нейтр.) серии осенние Фб, Фпр+б, 1/см с серии Реактор ИВГ летние серии осенние серии - - 0 200 400 600 800 Расстояние от оси реактора, м Рис 7. Потоки быстрых и промежуточных нейтронов на разных расстояниях от реакторов РА и ИВГ.1М при различных погодных условиях Реактор РА (летние серии) Реактор РА (осенние серии) Фт, 1/см с Реактор ИВГ (осенние серии) - - 0 200 400 600 800 Расстояние от оси реактора, м Рис. 8 Потоки тепловых нейтронов на разных расстояниях от реакторов РА и ИВГ.1М при различных погодных условиях ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ РАССЕЯНИЯ В ВОЗДУХЕ НЕЙТРОННОГО И ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЙ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Реактор РА 10 (летние серии) Реактор РА D, мкЗв/ч (осенние серии) Реактор ИВГ (осенние серии) - - 0 200 400 600 800 Расстояние от оси реактора, м Рис. 9 Мощность дозы гамма-излучения на разных расстояниях от реакторов РА и ИВГ.1М. при различных погодных условиях Четко прослеживается влияние погодных ус- В таблице 2 приведены значения длин релак саций n и r, полученных из этого соотношения ловий на уровни излучений, особенно на больших расстояниях. Это обстоятельство, в основном, для реактора РА. Видно, что длины релаксаций связано с изменением плотности воздуха при раз- для дозы нейтронов и гамма-квантов меняются в личных погодных условиях, и в меньшей степени пределах 10-20% в зависимости от погодных ус влиянием влажности воздуха. Из приведенных ловий. Для реактора ИВГ.1М значения длин ре данных видно, что уровни излучений на реакторе лаксации в пределах погрешности измерений ±5% РА в 200-300 раз выше, чем на реакторе ИВГ.1М.

совпадают с данными, полученными для реактора На обоих реакторах мощность дозы нейтронов РА.

существенно выше (в 10-20 раз), чем доза гамма Результаты измерений энергетических распре излучения. Вклад быстрых нейтронов (En1 МэВ) делений нейтронов в диапазоне от 30 кэВ до в полный поток составляет всего 2-3% (см. МэВ на реакторе РА, полученные с помощью H рис. 7), то есть рассеянное нейтронное излучение спектрометра и спектрометра быстрых нейтронов в основном определяется промежуточными ней- с кристаллом стильбена приведены на рис. 10.

тронами. Погрешность измерений в области энергий En0. Полученные данные в первом приближении МэВ составляет не более 10-15%, в области 0. можно представить в виде простого соотношения МэВ - 2 МэВ не более 15-20%, а в области En МэВ не более 20-30%.

r r r Из приведенных данных видно, что с увеличе Dn, ( r ) = Dn, ( r0 ) 0 exp( ), нием расстояния от 100 до 400 м форма спектра r n, r слабо меняется и в промежуточной области энер где: гий близка к виду 1/E. Обращает на себя внима Dn,(r) - мощность дозы на расстоянии r, мкЗв/ч;

ние в нейтронных спектрах наличие пика в быст Dn,(r0) - мощность дозы на расстоянии r0, мкЗв/ч;

рой области энергий En5…6 МэВ, причем с уве r - расстояние от реактора, м;

личением расстояния этот пик возрастает. Это r0 = 50 м;

связано с наличием нерегулярностей в сечении n, - значение длины релаксации для мощности азота и кислорода в этой области энергий.

дозы нейтронов и гамма-квантов.

Taблица 2. Значения длин релаксации дозы нейтронов n и дозы гамма-квантов, м.

n Расстояние, м осень лето осень лето 50-200 100 110 105 200-500 113 131 112 500-800 125 145 177 ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ РАССЕЯНИЯ В ВОЗДУХЕ НЕЙТРОННОГО И ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЙ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 100 м 200 м Ф(Е)хЕ, 1/см c 400 м -2 - 10 10 1 Энергия, МэВ Рис. 10 Спектры нейтронов на различных расстояниях от реактора РА (мощность 300 кВт) -спектрометр водородный - Не-спектрометр - спектрометр с кристаллом стильбена Р =100 м Ф (Е), 1/см с МэВ Р =200 м Р =400 м 0 2 4 6 Энергия, МэВ Рис. 11 Гамма-спектр на расстояниях 100, 200 и 400 м от реактора РА, изм еренный сцинтилляционным спектром етром с кристаллом стильбена На рис. 11 приведены результаты измерений Таким образом, получена обширная экспери энергетических распределений гамма-квантов на ментальная информация по распределению рассе местности на расстояниях от 100 до 400 м от ре- янного в воздухе гамма и нейтронного излучения актора РА, полученных с помощью спектрометра от реакторов РА и ИВГ.1М на расстояниях от с кристаллом стильбена. Обработка данных про- до 1000 м. Полученные данные будут использо изводилась с использованием FERDO code. Ста- ваться для верификации расчетных кодов и про тистическая погрешность измерений не превыша- верки групповых ядерных констант.

ет 10%, полная погрешность составляет 10-15%. Экспериментальные исследования по «sky По форме спектры очень «жесткие» и слабо ме- shine»-излучению будут продолжены.

няются с увеличением расстояния вплоть до Благодарности м. Для энергий больше 1 МэВ спектры целиком Авторы благодарят Н.Н.Сухарева, определяются вторичным гамма-излучением, в О.А.Корякина, А.И.Яшникова, А.Л.Баринова основном в результате захвата нейтронов на яд (НИКИЭТ) и оперативный персонал реакторного рах азота и кислорода. В спектре видны пики за комплекса ИАЭ НЯЦ РК за помощь в проведении хватного гамма-излучения азота в районе 3.5-3. экспериментов.

МэВ;

5.2-5.4 МэВ;

5.8-6.0 МэВ;

7.2-7.6 МэВ;

8.2 6.5 МэВ.

«АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА И БЕЗОПАСНОСТЬ АЭС» выпуск 1, январь УДК 621.039.526: 621.039. ОПРЕДЕЛЕНИЕ МАССОВЫХ КОЭФФИЦИЕНТОВ ОСЛАБЛЕНИЯ ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ В РАЗЛИЧНЫХ ТОПЛИВНЫХ КОМПОЗИЦИЯХ Алейников Ю.В., Токтаганов М.О.

Институт атомной энергии Одной из задач физических исследований ре- значениях энергии гамма-квантов. В представ акторных установок с физическими макетами ляемой работе рассматривается эксперименталь технологических каналов и отдельных модельных ный способ определения массового коэффициента твэлов является определение абсолютных значе- ослабления гамма-излучения путем снятия кри ний энерговыделения, реализованного в них в вых самоослабления.

ходе проведения реакторного эксперимента. Кривые самоослабления гамма-излучения Энерговыделение можно определить по результа- представляют собой зависимость интенсивности там гамма-спектрометрических измерений содер- гамма-излучения Is, испускаемого с поверхности жания в образцах накопившихся продуктов деле- радиоактивных препаратов, имеющих одинако ния 235U: 140La по гамма-линии с энергией Е=1596 вую площадь поверхности S, от толщины препа рата d /1/. Толщина препарата выражается значе кэВ или 95Zr по гамма-линии с энергией Е= нием массы m, отнесенной к единице площади S, кэВ, в зависимости от времени выдержки образца и измеряется в г/см2. При снятии кривых самоос после проведения реакторного эксперимента.

лабления гамма-излучения предполагается, что Гамма-спектрометрический метод применяет ся и при определении содержания 235U в различ- массовая удельная активность используемых пре паратов постоянна.

ных топливных композициях. При этом измеряет В процессе отработки методики были получе ся интенсивность гамма-излучения с энергией ны зависимости самоослабления для четырёх то Е=186 кэВ.

пливных композиций. Для диоксида урана (UO2), При определении абсолютной активности об интерметаллида урана (U(AlSi)3) и для мононит разцов зарегистрированную интенсивность гам рида урана (UN) для значений энергии гамма ма-излучения умножают на ряд поправочных ко квантов Е=724 кэВ и Е=186 кэВ, а для двойного эффициентов, один из которых учитывает эффект карбида урана (UC+ZrC+C) только для значений ослабления регистрируемого гамма-излучения энергии гамма-квантов Е=186 кэВ. Вид кривых материалами топливной композиции и носит на звание коэффициента самопоглощения (Ксп). Что- самоослабления для гамма-квантов с Е=186 кэВ бы определить значение коэффициента самопо- в некоторых топливных композициях представлен глощения необходимо знать величину массового на рис. 1.

коэффициента ослабления гамма-излучения (µm, см2/г) для каждого материала при определенных UO UN Is, имп/с U(SiAl) 0 1 2 3 4 5 Толщина препарата, г/см Рис. 1. Кривые самоослабления гамма-квантов с энергией 186 кэВ в различных топливных композициях.

ОПРЕДЕЛЕНИЕ МАССОВЫХ КОЭФФИЦИЕНТОВ ОСЛАБЛЕНИЯ ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ В РАЗЛИЧНЫХ ТОПЛИВНЫХ КОМПОЗИЦИЯХ Измерительные препараты представляли со- Значения массового коэффициента ослабления бой измельченный материал топливной компози- гамма-излучения для всех топливных компози ции, нанесенный равномерным слоем на цилинд- ций и энергий гамма-квантов Е=724 кэВ и Е= рическую подложку. Измерение интенсивности кэВ получены путем аппроксимации методом гамма-излучения проводилось на гамма- последовательных приближений /2/ эксперимен спектрометре с полупроводниковым детектором тальных зависимостей интенсивности гамма типа ДГДК-50А и амплитудным анализатором излучения, испускаемого с поверхности препара импульсов АМА-03Ф. та, от толщины препарата функцией, приведённой Анализ кривых самоослабления гамма- в /1/:

излучения показывает, что с увеличением толщи A S [1 exp( µ m d )], ны препарата d интенсивность гамма-излучения Is = (1) µm также возрастает, асимптотически приближаясь к некоторому предельному значению (Is = I). Это означает, что гамма-излучение от слоев препара- где А - удельная активность вещества (в единицах та, лежащих выше некоторого слоя, называемого регистрируемой активности), которая может быть слоем насыщения, практически регистрироваться определена наряду с массовым коэффициентом ослабления гамма-излучения µm.

не будет. Так, для энергии Е=186 кэВ, толщина слоя насыщения не превышает 5 г/см2 для UO2, 4 Полученные значения массового коэффициен г/см2 для U(AlSi)3 и UN, 2 г/см2 для UC+ZrC+C. та ослабления гамма-излучения приведены в таб лице 1.

Для энергии гамма-квантов Е=724 кэВ толщина слоя насыщения превышает 30 г/см2 для всех исследованных топливных композиций.

Таблица 1. Массовые коэффициенты ослабления гамма-излучения µm.

Массовые коэффициенты ослабления гамма-излучения µm в зависимости от энергии Тип топливной композиции гамма-квантов Е, см2/г.

Е=186 кэВ Е=724 кэВ Экспериментальные значения Значение, приведённое в /3/ UO2 1.16±0.05 0.13±0.01 0.13±0. U(AlSi)3 0.84±0.04 0.15±0. UN 1.27±0.05 0.12±0. UC+ZrC+C 0.43±0. Результат, полученный для диоксида урана и Hэф - расстояние от эффективного центра регист рации полупроводникового детектора до пре энергии гамма-квантов Е=724 кэВ с достаточной парата, см.

точностью совпадает со значением, приведённым в /3/.

Формула справедлива, если доля поглощён Используя полученные значения массового коэффициента ослабления гамма-излучения µm, ных гамма-квантов не превышает 20-25% /4/.

При измерении интенсивности гамма значения коэффициента самопоглощения гамма излучения с энергией Е= 186 кэВ приходится излучения Ксп вычисляют по формуле, приведен сталкиваться с препаратами, толщина которых ной в /4/:

превышает величину слоя насыщения. В этом µ* d К сп = случае формула (2) не применима /4/. Однако, из m, (2) 1 exp( µ * d ) выражения (1) легко показать, что предельное m значение интенсивности гамма-излучения есть мера удельной активности препарата. Действи тельно, при d ln(cos ) µm = µm *, где cos 1 A S I =, (3) ( ) µm d d D+ H эф + cos = H эф + µm ;

A = I, (4) 2 S d - толщина препарата, г/см2;

µm - массовый коэффициент ослабления гамма Отсюда находим значение удельной активно излучения, см2/г;

сти препарата, полагая, что массовая удельная D - диаметр кристалла, регистрирующего гамма активность исследуемого препарата постоянна:

излучение, см;

ОПРЕДЕЛЕНИЕ МАССОВЫХ КОЭФФИЦИЕНТОВ ОСЛАБЛЕНИЯ ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ В РАЗЛИЧНЫХ ТОПЛИВНЫХ КОМПОЗИЦИЯХ По результатам работы можно делать сле- 2. Метод позволяет оценивать величину слоя дующие выводы: насыщения для данного топливного материала.

1. Метод снятия кривых самоослабления гам- 3. С помощью этого метода можно определить ма-излучения позволяет определить поправку на удельную активность препаратов "бесконечной" самоослабление гамма-квантов в препарате лю- толщины.

бой толщины с достаточной точностью.

Литература 1. В.Б.Лукьянов, Е.Б.Симонов. Измерение и идентификация бета-радиоактивных препаратов. М., Энер гоатомиздат, 1982.

2. Г.Корн, Т.Корн. Справочник по математике для научных работников и инженеров. М., Наука. 3. М.Подешть, Я.Клима, П.Штехер, Е.Штехерова. Измерения коэффициентов ослабления гамма излучения в UO2 и цирконии для поправки измерений выгорания на самопоглощение. ЧССР, Институт ядерных исследований, 1978.

4. Б.А.Брискман, В.В.Генералова, Е.А.Крамер-Агеев, В.С.Трощин. Внутриреакторная дозиметрия. Прак тическое руководство. М., Энергоиздат. 1985.

«АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА И БЕЗОПАСНОСТЬ АЭС» выпуск 1, январь УДК 621.039.526: 621.039. ВОДОРОДОПРОНИЦАЕМОСТЬ НЕРЖАВЕЮЩЕЙ СТАЛИ В ПРОЦЕССЕ РЕАКТОРНОГО ОБЛУЧЕНИЯ Тажибаева И.Л.1), Шестаков В.П.1), Клепиков А.Х.1), Романенко О.Г.1), Чихрай Е.В.1), Кенжин Е.А.2), Зверев В.В.2), Тихомиров Л.Н.2), Черепнин Ю.С.2) 1) НИИЭТФ КазГУ 2) Институт атомной энергии В работе приведены результаты измерений параметров водородопроницаемости стали 08Х18Н10Т в процес се облучения на реакторе ИВГ.1М. Измерения проводили методом установления стационарного потока в режиме непрерывной откачки. Определены эффективные коэффициенты диффузии, проницаемости и рас творимости водорода в стали в процессе реакторного облучения. Обнаружен эффект увеличения эффектив ных параметров проникновения водорода через образец. Наблюдается пострадиационный эффект воздейст вия облучения на диффузионные параметры водорода в стали. Предложен механизм радиационно стимулированной диффузии.

ного устройства и закрепляется в ней с помощью Введение В настоящее время сформулированы основные аргонно-дуговой сварки.

условия работы энергонапряженных элементов реактора ИТЭР как по температурам, так и по тепловым и нейтронным потокам (первая стенка, дивертор, бланкет). От правильного выбора кон струкции и материала этих узлов зависит работо способность и безопасность реактора.

Для прогнозирования работоспособности кон струкционных материалов в условиях реактора ИТЭР необходимо изучение параметров взаимо действия их с водородом в процессе облучения.

Анализ литературы показал, что среди множе ства монографий и оригинальных статей, посвя щенных диффузии водорода в металлах и спла вах, работ о радиационном активировании про цесса водородопроницаемости относительно не много, что объясняется малым количеством экс периментальных данных из-за сложности органи зации и проведения таких исследований.

Рис. 1. Экспериментальная установка “Лиана”.

Недостаточность экспериментальных данных 1- центр активной зоны, 2- магниторазрядный насос, для выявления механизма радиационного воздей 3- вакуумные вентиля, 4- механический насос, ствия на процесс проникновения водорода и про 5- диффузионная сборка, 6- вакуумный манометр, гнозирования поведения материалов в водородо 7- датчик масс-спектрометра, 8- металлорукав, содержащих средах в присутствии излучения, 9- водородный фильтр, 10- регистрирующий прибор.

предопределяет необходимость дальнейших ис следований в области взаимодействия водорода с материалами при воздействии реакторного излу Система измерения выполнена на базе омега чения.

тронного масс-спектрометра ИПДО-1 с датчиком РМО–13, что дает возможность определять пар Экспериментальная установка и методика циальные давления остаточных газов с точностью Экспериментальная установка с условным на ±10% в диапазоне давлений 10-310-8 Па, а также именованием “Лиана”, используемая в данной работе, предназначена для изучения ВП металлов, снимать кинетические кривые проникновения сплавов, материалов с покрытиями в интервале водорода сквозь образцы во время диффузионных экспериментов.

температур 2931273 К и входных давлений во дорода от 103 Па до 30 МПа, в том числе в про- Для определения параметров водородопрони цаемости используется наиболее информативный цессе воздействия реакторного излучения.

метод измерений – метод установления стацио Установка состоит (рис.1) из ампульного уст нарного потока в дифференциальном варианте в ройства “ПРОТОН–1” с диффузионной ячейкой, режиме непрерывной откачки, что позволяет про содержащей образец, и рабочего блока.

водить измерения в лучших вакуумных условиях Исследуемый образец разделяет входную и по сравнению с интегральным вариантом.

выходную камеры диффузионной ячейки ампуль ВОДОРОДОПРОНИЦАЕМОСТЬ НЕРЖАВЕЮЩЕЙ СТАЛИ В ПРОЦЕССЕ РЕАКТОРНОГО ОБЛУЧЕНИЯ Аррениусовские зависимости констант диф Результаты экспериментов Исследования водородопроницаемости нержа- фузии, проницаемости и растворимости водорода веющей стали в процессе облучения в реакторе в нержавеющей стали показаны на рис. 2-4 и в ИВГ.1М и контрольные эксперименты проводили табл. 2 для всех вышеперечисленных серий экс в интервале температур 573...1073 К. Перед нача- периментов:

• контрольные;

лом реакторных экспериментов были проведены контрольные эксперименты в результате которых • в процессе облучения;

были получены параметры аррениусовских зави- • после облучения.



Pages:     | 1 | 2 || 4 | 5 |
 





 
© 2013 www.libed.ru - «Бесплатная библиотека научно-практических конференций»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.