Введение к работе
Актуальность темы диссертационной работы продиктована как необходимостью развития теоретических представлений о воздействии излучений на вещества, так и потребностями практики, связанными с эксплуатацией ядерных энергетических установок, создаїшем термоадерного реактора, применением излучений в медицине, а также с использованием излучений в технике для направленного изменения свойств материалов и технологического контроля.
Считается, что изменения свойств конструкционных материалов в ядерных реакторах обусловлены радиационными дефектами, вызванными нейтронами. Однако в последнее время высказываются обоснованные предположения о существенном влиянии радиационных дефектов, вызванных гамма-квантами, на изменение свойств корпусных сталей водо-воданых реакторов [1]. Многолетние исследования поведения графитовой кладки в процессе эксплуатации реакторов РБМК так же позволяют предположить, что влияние гамма-излучения на распухание графита является существенным фактором. Эти вопросы подлежат дальнейшим детальным исследованиям. Кроме того, актуальным является изучение воздействия гамма-квантов на химические соединения, полимерные и полупроводниковые материалы, исследование радиационного тепловыделения в конструкционных материалах, вызванного гамма-излучением в ядерных установках.
Одной из важных проблем является метрология излучений высокой интенсивности. В частности, на совещании экспертов МАГАТЭ и симпозиуме Евроатома рекомендовано при радиационных испытаниях определять поглощенные дозы с погрешностью не более 5%, а энергетические спектры - с погрешностью 20-30% [2]. Широкое развитие в мире получили методы метрологии нейтронного излучения в ядерных реакторах, разработаны национальные и международные стандарты. Общеизвестны методы дозиметрия и спектрального анализа гамма-излучения, используемые в том числе в нейтронной метрологии [3]. Однако, в силу отмеченной выше причины вопросы метрологии гамма-излучения высокой интенсивности в ядерных установках не получили достаточного развития.
Целью диссертационной работы является:
. Разработка теоретической модели, описывающей поглощение энергии гамма-квантов в зависимости от состава поглощающей среды.
. Разработка метода определения поглощенной дозы гамма-излучения в произвольном веществе на основе теоретической модели.
Теоретическое обоснование теплометрического метода и методики его применения для измерений поглощенной энергии излучений высокой интенсивности с целью обеспечения точности, достаточной для решения научных и прикладных задач.
Получение экспериментальных данных для обоснования разрабатываемых тео
ретических положений и решения научных и прикладных задач.
Научная новизна диссертационной работы заключается в следующем:
Разработана теоретическая модель взаимодействия гамма-квантов с веществом в диапазоне энергий от 0,1 до 10 МэВ, которая позволяет установить корреляцию поглощенных энергий в материалах различного химического состава.
Предложен метод прогнозирования поглощения энергии гамма-квантов в любом веществе на основании ограниченного числа измерений поглощенной энергии в материалах с различными атомными номерами.
На основе анализа метрологических характеристик детекторов теплового потока в условиях воздействия интенсивного излучения выполнена оценка влияния изменения чувствительности детекторов, фоновых тепловых потоков и перераспределения энергии вторичным излучением на результаты измерений.
. Предложен подход к определению составляющих поглощенной дозы от различных видов излучения и зависимости поглощенной энергии гамма-квантов от атомного номера вещества теплометрическим методом.
Получены новые экспериментальные данные о поглощении энергии излучения
в ядерном реакторе и предложены новые методические подходы к выполнению ис
следований в этой области.
Практическая ценность работы. Проанализированы имеющиеся данные по радиационному энерговыделению в материалах, облучавшихся в реакторе ИВВ-2М. Проведены комплексные исследования в активной зоне и отражателе реактора. Получена информация о мощности поглощенной дозы от нейтронов и гамма-квантов, о спектральных характеристиках гамма излучения для основных облучательных объемов реактора ИВВ-2М. Полученные данные используются при проведении экспериментальных работ в области радиационного материаловедения;
Выполнены экспериментальные исследования в реакторе мощности поглощен
ной дозы и ее составляющих для свинцово-литкевых эвтектик и литийсодержащих
керамик. Результаты были использованы для описания кинетики выхода трития при
исследованиях материалов бланкета термоядерного реактора в рамках международ
ного проекта ITER;
. Разработана специальная конфигурация облучательного объема активной зоны реактора ИВВ-2М, обеспечивающая заданное соотношение доз от быстрых нейтронов и гамма-квантов для моделирования радиационных условий работы изоляционных материалов магнитопровода термоядерного реактора (ITER). Выполнены измерения поглощенных доз в исследуемых композитных материалах. Определено ограничение на содержание примеси бора в исходном материале. Результаты использованы для
описания изменения изоляционных и механических характеристик материалов при облучении в криогенных условиях;
Выполнены измерения тепловыделения в образцах топливных элементов на основе оксидов, карбидов, нитридов урана. Определены составляющие тепловыделения от реакции деления и радиационного разогрева топливных элементов излучением реактора. Решены оптимизационные задачи по обеспечению требуемых террлических и радиационных условий внутриреакторньгх испытаний образцов топливных элементов для номинальной мощности и при аварийном ее увеличении. Результаты работы были использованы при разработке петлевых каналов для испытаний топливных элементов в реакторе и для описания полученных результатов петлевых испытаний по изменению физико-механических свойств топлива и кинетики выхода го него газообразных продуктов деления;
Получены данные о радиационном тепловыделении за счет излучения реактора и вторичного излучения в образцах поглощающих элементов на основе карбида бора, европия, диспрозия и гафния. Результаты использованы для расчетов тепловых нагрузок и условий теплообмена поглощающих элементов при проектировании реакторов и замене поглощающих элементов на действующих реакторах, в том числе на реакторе ИВВ-2М;
Определены мощности доз гамма-излучения и их зависимость от времени при облучении образцов композиционных материалов в отработанных топливных сборках ядерного реактора. Полученные данные о дозовых нагрузках использованы для обоснования возможности применении материала для консервации радиоактивных отходов;
Выполнены расчеты и проведены экспериментальные исследования с целью формирования поля гамма-квантов в хранилище отработанных топливных сборок реактора. Исследовано изменение поля от времени я от загрузки сборок с различным временем выдержки. Результаты легли в основу создания установки для радиационной стерилизации медицинских изделий. Контроль дозы в установке обеспечен теп-лометрическим методом;
. Отработаны методики измерения активности радиоизотопной продукции. Детектором теплового потока, предоставленным Марсельским университетом, выполняются измерения р-активных препаратов, содержащих С14 и Р32 при энергетических выходах менее 10"3 Вт. Детектором теплового потока собственной разработки измеряется активность Se75 и 1г" с учетом фоновой активности Ir1 4;
Для выполнения указанных выше исследований были разработаны и изготов
лены детекторы теплового потока и определены их метрологические характеристики
в соответствии с определенными данной работой методическими принципами и про
цедурами.
Работа выполнялась на реакторе ИВВ-2М и других радиационных установка: Свердловского филиала Научно-исследовательского и конструкторского институт энерготехники в России; на уникальном теплометрическом оборудовании лаборато рни теплометрии факультета Сэн-Жерома Марсельского университета права, эконо мики и естественных наук во Франции.
На защиту выносятся следующие результаты:
теоретическая модель, описывающая поглощение энергии гамма-квантов в ве ществах в зависимости от атомного номера в виде монотонной функции, основанна на представлении сечений взаимодействия в виде взаимно независимых функциі энергии и атомного номера с нормировкой поглощенной энергии на электрон вещест ва;
метод определения поглощенной энергии гамма-квантов в произвольном веще стве, основанный на теоретической модели;
результаты анализа метрологических характеристик детекторов теплового по тока в условиях воздействия интенсивного излучения;
методика применения теплометрии для реализации метода определения погло щенной энергии гамма-квантов и составляющих поглощенной дозы от различных ви дов излучения;
экспериментальные данные и результаты анализа поглощения энергии гамма излучения в материалах, облучаемых в ядерном реакторе.
Публикации. По теме диссертации опубликовано 4 статьи, 8 тезисов докладов
Апробация работы. Основные результаты диссертационной работы доложеш и обсуждены на научно-технической конференции "Применение радионуклидов ионизирующих излучений в научных исследованиях и народном хозяйстве" (Сверх ловск,1983 г.); на Всесоюзном семинаре "Методика и техника реакторных и послере акторных экспериментов в радиационном материаловедении" (Димитровград,1983 г/ на 10-м Международном симпозиуме по реакторной дозиметрии (Осака,1999 г).
Доклад по диссертационной работе обсужден на семинаре кафедры общей молекулярной физики Уральского государственного университета и на экспертно совете факультета Сэн-Жерома Марсельского университета права, экономики и ест( ственных наук во Франции.
Структура и объем диссертации. Диссертационная работа состоит из введе ния, четырех глав, заключения и списка литературы. Общий объем диссертаци составляет 142 страницы, включающих 21 рисунок, 5 таблиц, 108 наименований лі тературных ссылок.