Электронная библиотека диссертаций и авторефератов России
dslib.net
Библиотека диссертаций
Навигация
Каталог диссертаций России
Англоязычные диссертации
Диссертации бесплатно
Предстоящие защиты
Рецензии на автореферат
Отчисления авторам
Мой кабинет
Заказы: забрать, оплатить
Мой личный счет
Мой профиль
Мой авторский профиль
Подписки на рассылки



расширенный поиск

Создание и применение системы нейтронно-дозиметрического сопровождения на исследовательских реакторах Рязанов Дмитрий Константинович

Диссертация, - 480 руб., доставка 1-3 часа, с 10-19 (Московское время), кроме воскресенья

Автореферат - бесплатно, доставка 10 минут, круглосуточно, без выходных и праздников

Рязанов Дмитрий Константинович. Создание и применение системы нейтронно-дозиметрического сопровождения на исследовательских реакторах : диссертация ... доктора технических наук : 05.14.03 / Рязанов Дмитрий Константинович; [Место защиты: Федеральное государственное учреждение Российский научный центр "Курчатовский институт"].- Москва, 2009.- 271 с.: ил.

Введение к работе

Актуальность темы

В связи с разработанной в настоящее время Федеральной программой по развитию ядерно-энергетического комплекса России до 2015 г. исследовательским реакторам предстоит стать основным инструментом по выбору и обоснованию новых научно-технических решений для энергетических реакторов нового поколения. Важное место в решении этой проблемы традиционно занимает и будет занимать реакторный комплекс ГНЦ РФ НИИАР.

В ГНЦ РФ НИИАР для исследований по радиационному материаловедению, по реакторной физике, по накоплению радионуклидов используют исследовательские реакторы различных типов:

-СМ - высокопоточный реактор на промежуточных нейтронах мощностью до 100 МВт;

-БОР-60-реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем с номинальным уровнем мощности 60 МВт;

-МИР, РБТ-6, РБТ-10/1, РБТ-10/2-бассейновые реакторы на тепловых нейтронах.

В настоящее время усложнение экспериментов в радиационном материаловедении привело к высоким требованиям к достоверности и точности данных нейтронно-дозиметрического сопровождения, близких к предельно возможным при современном уровне техники измерений.

Создание системы надёжного нейтронно-дозиметрического сопровождения имеет свои особенности для каждого типа реактора, обусловленные условиями облучения и конструкцией облучательных устройств. Современные тенденции к усложнению и комплексности исследований и соответственно к увеличению стоимости, требуют разработки специальных облучательных устройств со сложным режимом облучения в одном реакторе и даже последовательного облучения материаловедческих образцов в разных реакторах.

Задачи разработки, совершенствования и верификации расчётных методов, моделей и баз данных для создания реакторов нового поколения также постоянно требуют наличия надёжных экспериментальных данных о нейтронно-физических характеристиках активной зоны и облучательных каналов. Даже для отдельного реактора, имеющего, как правило, значительное число облучательных каналов, параметры нейтронного поля (плотность потока, спектры нейтронов) могут существенно различаться в различных каналах, а также зависеть от загрузки в каналах и от режима работы реактора. В настоящее время всё чаще реализуются варианты специального формирования спектра нейтронов в тепловой, промежуточной или в быстрой области энергий для решения целевых задач по облучению материалов, накоплению изотопов, нейтронно-лучевой терапии.

Такая особенность, как надёжность и достоверность полученных данных, диктуется несколькими обстоятельствами. Во-первых, данные имеют статус абсолютных значений, которые применяют для ядерно-опасных объектов. Во-вторых, эксперименты на реакторах по спектрометрии и дозиметрии нейтронов, как правило, дорогостоящие и во многих случаях нет возможности для повторения измерений. Особенно это касается нейтронно-дозиметрического сопровождения при длительных облучениях материалов.

Необходимость решения задач спектрометрии и мониторирования облучений в интенсивных нейтронных полях при плотностях потока нейтронов от 1,01014 до 5,01015 см-2с-1 обусловлена недостатком опыта проведения таких исследований, тем более, что следующие поколения исследовательских реакторов будут проектироваться на плотность потока 1,01016 см-2с-1. В этих условиях существенен вклад в активацию от реакций различных типов и учёт трансмутаций, вызывающих изменение исходного состава активационного детектора, что приводит к ошибкам при определении плотности потока нейтронов. К реакторам с такой плотностью потока можно отнести СМ, в частности, его активную зону и особенно центральную часть активной зоны – нейтронную ловушку (НЛ), которую используют для накопления трансурановых элементов и радионуклидов с высокой удельной активностью. В связи с перечисленным проблему определения нейтронно-физических параметров нейтронных полей с высокой точностью и надёжностью можно считать актуальной.

Цели и задачи настоящей диссертации

Проблемы, решаемые с помощью исследовательских реакторов, стимулировали развитие самостоятельных направлений экспериментальной и радиационной физики, связанных с реакторным излучением: внутриреакторной дозиметрии, спектрометрии и метрологии реакторного излучения.

Основная цель настоящей работы - развитие общих методологических подходов и их реализация при создании единой системы нейтронных измерений для исследовательских реакторов различных типов, обеспечивающей необходимыми нейтронно-физическими данными экспериментальные исследования по радиационному материаловедению, реакторной физике, накоплению радионуклидов.

Для достижения поставленной цели ставили и решали следующие основные задачи:

1. Анализ и обобщение требований к обеспечению единства нейтронных измерений на исследовательских реакторах при проведении спектрометрии и дозиметрии нейтронов в характерных точках активных зон ядерных реакторов и в точках предполагаемого размещения облучаемых объектов.

2. Выработка методологии по аппаратурным, методическим и программным решениям, обеспечивающим получение широкого набора нейтронно-физических характеристик с высокой точностью и достоверностью.

3. Разработка и создание комплекса измерительных спектрометрических установок с высокими метрологическими характеристиками для реализации возможностей нейтронно-активационного метода на современном уровне.

4. Разработка и оснащение измерительного комплекса аттестованным программным обеспечением для предварительной обработки экспериментальных результатов и для получения окончательных данных по нейтронно-физическим характеристикам, включая повреждаемость и трансмутационные превращения. Важным элементом программ обработки является использование стандартизованных и рекомендуемых ядерных констант, библиотек сечений реакций и спектров нейтронов.

5. Оптимизация наборов нейтронно-активационных детекторов (ДНА)- образцовых средств измерений для спектрометрии нейтронов и для нейтронного дозиметрического сопровождения реакторных экспериментов. Наборы ДНА должны перекрывать по чувствительности весь требуемый интервал энергий нейтронов и сохранять накопленную информацию при длительном воздействии высоких термических и радиационных нагрузок.

Научная новизна работ

На основе комплексного подхода к единству нейтронных измерений развита методология по методическим, аппаратурным, и программным решениям, позволившая создать измерительно-вычислительную систему получения широкого набора нейтронно-физических характеристик с высокой точностью и достоверностью, реализация которой создала качественно новые возможности при проведении научных исследований на реакторах различных типов.

Впервые проведено широкомасштабное исследование нейтронных полей в высокопоточном реакторе на промежуточных нейтронах СМ, включая активную зону, бериллиевый отражатель, нейтронную ловушку и корпус реактора. Результаты исследований использованы для верификации расчётных программ и прогнозирования накопления радионуклидов.

Экспериментально получены новые значения нейтронно-физических характеристик (НФХ) нейтронных полей в активной зоне и боковом экране реактора на быстрых нейтронах БОР-60 с МОХ- топливом, включая горизонтальный канал и вертикальные каналы за корпусом реактора. Результаты позволили дать метрологическое обоснование системе нейтронных измерений при сопровождении облучательных экспериментов.

Проведено детальное исследование сложной структуры нейтронных полей в объёме стального массива 660 х 400 мм, впервые созданного устройства КОРПУС, расположенного рядом с активной зоной реактора РБТ-6, предназначенного для исследования радиационного охрупчивания стали корпусов реакторов ВВЭР.

Впервые получена новая спектрометрическая информация о нейтронных полях в реакторе нулевой мощности LR -0 в Чехии (модель энергетического реактора ВВЭР-1000), предназначаемая для верификации расчётных моделей, программ и констант

Разработана методика измерения флюенса быстрых нейтронов в широком интервале времени облучения на основе реакции 93Nb(n,n’)93mNb, отличающаяся лучшей точностью и оперативностью по сравнению с ранее используемыми.

Практическая ценность работы

1. Разработан и создан измерительный комплекс, включающий четыре спектрометра фотонного излучения и бета - радиометрическую установку, предназначенный для измерения фотонного и бета – излучения в широком интервале энергий и интенсивностей излучений. Комплекс получил статус Радиометрического измерительного комплекса ИКЭ-II-4-рабочего эталона II-разряда. Получено свидетельство Госстандарта № 46001.2 1616 от 30.01.2002 г.

2. В одном из вертикальных каналов водного отражателя реактора РБТ-6 нейтронно-активационным методом определёны дифференциальный и интегральный спектры нейтронов в диапазоне энергии нейтронов от 0,5 эВ - 20 МэВ. Получены данные по плотности потоков быстрых и тепловых нейтронов, высотному градиенту и скорости реакций. Итогом проведённой работы стала аттестация Госстандартом опорного нейтронного поля (ОП) в качестве ЭТАЛОННОЙ МЕРЫ дифференциальной плотности потока нейтронов.

Опорное поле - одно из главных составляющих системы метрологического обеспечения нейтронных измерений в реакторных полях. На основе ОП созданы вторичные опорные поля (ВОП), также имеющие метрологический статус: на устройстве КОРПУС реактора РБТ-6 - ВОП-17 и ВОП-18, на реакторе СМ - ВОП-13, на реакторе БОР-60 - ВОП-15. Результатом метрологических работ по аттестации измерительного комплекса ИКЭ-II-4 и опорных нейтронных полей стала аккредитация Госстандартом Лаборатории метрологии нейтронных излучений (ЛМНИ) ГНЦ РФ “НИИАР” в системе САРК на проведение независимых и компетентных измерений. (Аттестат № 41064-95/03 от 15 декабря 2003 г).

3. Результаты исследования нейтронных полей на реакторе СМ обеспечили достоверность данных по нейтронно-дозиметрическому сопровождению экспериментов в активной зоне и каналах реактора и корректность расчёта дозы повреждений и трансмутационных процессов, что особенно важно для прогнозирования облучательных экспериментов в нейтронной ловушке при многоступенчатом накоплении трансурановых элементов. На основе полученных экспериментальных данных выполнена верификация расчётных программ (MCU, MCNP) по всему объёму активной зоны и отражателя реактора СМ, включая корпус.

4. Полученные результаты исследований позволили создать базу необходимых нейтронно-физических данных для надёжного мониторирования облучений внутри стального массива устройства КОРПУС, имеющего сложную геометрию нейтронного поля. Качество и достоверность полученной информации обеспечили выполнение в ГНЦ РФ “НИИАР” отечественных и зарубежных контрактов из Финляндии, Франции, МАГАТЭ по облучению и исследованию образцов специальных корпусных сталей.

5. Экспериментальные данные по спектрометрии нейтронов, полученные на реакторе БОР-60, были использованы для верификации программ расчёта быстрых реакторов НФ-6 и TRIGEX. Позволили создать систему активационных измерений, обеспечившую высокую точность для нейтронно-дозиметрического сопровождения экспериментов. Обеспечено дозиметрическое сопровождение российских и зарубежных экспериментов по облучению различных материалов в боковом экране и активной зоне реактора вплоть до значений флюенса ~1023 см-2.

6. Результаты нейтронно-физических измерений на модельном ректоре LR-0 предназначены для верификации современных моделей, программ, библиотек констант, применяемых для расчёта энергетических реакторов ВВЭР-1000. Создали основу для достоверной дозиметрии корпуса реактора с помощью образцов-свидетелей.

7. Внедрение разработанной методики определения флюенса быстрых нейтронов с использованием пороговой реакции 93Nb(n,n’)93mNb сделало её основной при мониторировании материаловедческих исследований.

На защиту выносятся следующие положения и результаты

1. Методологические подходы, реализованные методики, программные решения, инструментальные средства для организации спектрометрии нейтронных полей с целью получения полного набора нейтронно-дозиметрических данных при сопровождении широкого спектра исследований на реакторах различных типов.

Реализация разработанных подходов при сопровождении материаловедческих и реакторных экспериментов на реакторах с высокой плотностью потока нейтронов позволила определять требуемые нейтронно-физические характеристики с высокой точностью, близкой к предельно возможной при данном инструментальном, методическом и программном обеспечении.

2. Создание проблемно-ориентированного комплекса образцовых средств измерения активности ИКЭ-II-4, предназначенного для измерения фотонного и бета – излучения в широком интервале энергий и интенсивностей излучений, и оснащение его аттестованным программным обеспечением для обработки экспериментальных данных.

3. Метрологическое обоснование систем нейтронных измерений и результаты экспериментальных исследований нейтронных полей, подтверждённые расчётами по различным реакторным программам:

на реакторе СМ в каналах бериллиевого отражателя, в активной зоне, нейтронной ловушке при экстремально высоких потоках тепловых и быстрых нейтронов;

на реакторе на быстрых нейтронах БОР-60 (с МОХ- топливом) в ячейках, расположенных в активной зоне и боковом экране, включая вертикальный и горизонтальный каналы;

на реакторе РБТ-6 и в новом, впервые созданном, устройстве КОРПУС;

4. Спектрометрическая информация о нейтронных полях в реакторе LR -0 в Чехии мощностью ~1 кВт с экстремально слабыми потоками тепловых и быстрых нейтронов.

5. Методика измерения флюенса быстрых нейтронов на основе реакции 93Nb(n,n’)93mNb, обеспечивающая лучшую точность и оперативность по сравнению с ранее используемыми.

Апробация работы

Основные результаты докладывались на 9-ой (Чехия, Прага, сентябрь 1996 г), 10-ой (Япония, Осака, сентябрь 1999 г.), 11-ой (Бельгия, октябрь, 2002 г.) международных конференциях по реакторной дозиметрии (International Symposium on Reaktor Dosimetry- ISRD), организованных комитетом Е-10 ASTM (American Society for Testng and Materials).

В трудах V Всесоюзного совещания по метрологии нейтронного излучения на реакторах и ускорителях. Представлялись в качестве докладов на совещаниях Европейской рабочей группы по реакторной дозиметрии (EWGRD) в Чехии и Германии, совещаниях отраслевого координационного научно-технического совета «Реакторное материаловедение», совещаниях рабочих групп «Нейтронная метрология», «Внутриреакторная дозиметрия».

Достоверность методических разработок подтверждена результатами международных сличений на устройстве КОРПУС реактора РБТ-6, на корпусе реактора ВВЭР-1000 Балаковской АЭС в 1995 году. Результатами сличений российских организаций в НИИАР на реакторах СМ и РБТ-6.

Основные результаты диссертационной работы отражены в публикациях [1-36].

Личный вклад автора

Настоящая диссертация связана с планом научно-исследовательских работ лаборатории метрологии нейтронных измерений (ЛМНИ) ГНЦ НИИАР. При научном руководстве и непосредственном участии автора проводилось планирование, организация и выполнение научно-исследовательских работах лаборатории, проводимых на реакторах НИИАР.

Личный вклад автор состоял в решении следующих задач:

-разработка общих методологических положений и их реализация при создании единой системы нейтронных измерений на реакторах различных типов;

-разработка и создание образцового радиометрического измерительного комплекса;

-создание системы опорных полей нейтронов в качестве образцовых средств измерений на реакторах НИИАР;

-метрологическое обоснование локальных систем нейтронно-дозиметрического сопровождения на реакторах СМ, БОР-60, РБТ-6, LR-0 и создания баз данных для верификации расчётных программ.

-реализация разработанной автором методики определения флюенса нейтронов по реакции 93Nb(n,n’)93mNb, в которой не требуется растворения детектора из ниобия. Отличается лучшей точностью и оперативностью по сравнению с прежними.

Структура и объём диссертации

Диссертация состоит из введения, шести глав, заключения и шести приложений. Общий объём работы 284 страниц. Диссертация содержит 64 рисунка, 114 таблиц и список использованных источников из 133 наименований.

Похожие диссертации на Создание и применение системы нейтронно-дозиметрического сопровождения на исследовательских реакторах