RU2559198C1 - Трансформатор гамма-нейтронного излучения - Google Patents
Трансформатор гамма-нейтронного излучения Download PDFInfo
- Publication number
- RU2559198C1 RU2559198C1 RU2014121380/07A RU2014121380A RU2559198C1 RU 2559198 C1 RU2559198 C1 RU 2559198C1 RU 2014121380/07 A RU2014121380/07 A RU 2014121380/07A RU 2014121380 A RU2014121380 A RU 2014121380A RU 2559198 C1 RU2559198 C1 RU 2559198C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- radiation
- layer
- neutron
- neutrons
- gamma
- Prior art date
Links
Images
Landscapes
- Measurement Of Radiation (AREA)
- Analysing Materials By The Use Of Radiation (AREA)
Abstract
Изобретение относится к средствам моделирования параметров гамма и нейтронного излучений ядерного взрыва на исследовательских ядерных реакторах с отражателями нейтронов. Устройство представляет собой двухслойную оболочку у активной зоны ядерного реактора, включающей делящийся материал (1) и отражатель нейтронов (2). Первый слой оболочки выполнен из водородсодержащего материала (3) толщиной, обеспечивающей замедление нейтронов до энергий, характерных для типового ядерного взрыва. Второй слой оболочки расположен с внешней стороны водородсодержащего слоя и выполнен из материала с большим сечением радиационного захвата тепловых нейтронов толщиной (4), обеспечивающей получение характерного для типового ядерного взрыва соотношения доз нейтронов и гамма-излучения. Устройство также содержит детектор излучений (5). Техническим результатом является возможность проведения испытания изделий электронной техники на моделирующих установках в соответствии с требованиями государственных стандартов с использованием параметров излучений, характерных для типового ядерного взрыва. 1 табл., 2 ил.
Description
Предлагаемое изобретение относится к области моделирования параметров гамма и нейтронного излучений ядерного взрыва (ЯВ) на исследовательских ядерных реакторах.
В соответствии с требованиями государственных стандартов испытания аппаратуры и изделий электронной техники на воздействие радиационных факторов ядерного взрыва проводятся на моделирующих установках в условиях, приближенных к реальным полям излучений взрыва, в первую очередь, по спектральным и дозовым характеристикам.
Известны устройства для трансформации спектра быстрых нейтронов [1], представляющие собой плоские экраны у активной зоны (АЗ) реактора ИР-50. Спектральный состав нейтронов исследовался с целью изучения защитных свойств материалов в интервале энергий более 0,1 МэВ. Влияние рассеянного излучения, а также трансформация спектра нейтронов в области промежуточных энергий (менее 0,1 МэВ) в данной работе не рассматривались.
Для создания равномерного поля излучений в большом испытательном объеме реактора БАРС предложено устройство [2] в виде усеченного конуса из набора полиэтиленовых пластин, чередующихся с пластинами кадмия. Форма и размеры конуса подобраны таким образом, чтобы ослабить поток нейтронов в центральной области объекта испытаний и увеличить дозу гамма-излучения (до 30%) по краям объекта.
Прототипом предлагаемого технического решения является устройство [3], установленное у АЗ ядерного реактора БАРС в виде многослойной оболочки: первый слой из железа толщиной 4,5 см, второй - из полиэтилена толщиной 7 см, расположенный поверх железного, и внешний гадолиниевый слой толщиной 0,02-0,2 см. Полиэтилен и железо использовались для замедления нейтронов, гадолиний - для генерации гамма-квантов при захвате тепловых нейтронов.
Отличительной особенностью предлагаемого технического решения является отсутствие в оболочке слоя из железа, а также использование в качестве замедлителя любого водородосодержащего материала, что позволяет существенно расширить возможности изготовления трансформатора, по сравнению с прототипом. Отказ от железа обусловлен тем, что нейтроны, излучаемые с поверхности АЗ реактора, должны замедлиться после прохождения трансформатора до средней энергии Еср=0.34 МэВ, характерной для «равновесной» зоны ЯВ. На поверхности АЗ реактора без отражателя нейтронов типа БАРС средняя энергия нейтронов равна1,6 МэВ, а для реактора с отражателем нейтронов типа ПРИЗ-М - 0,67 МэВ [4]. Медный отражатель нейтронов толщиной 10 см возвращает в АЗ до 20% нейтронов. Остальные нейтроны, проходя через отражатель, выполняют в определенной степени функцию железной оболочки, как замедлителя нейтронов, затем, замедляясь в трансформаторе излучений, участвуют в формировании модельного поля. Замена гадолиниевого слоя кадмиевым является также принципиально важным техническим решением как с точки зрения доступности и дешевизны кадмия, так и хороших его ядерно-физических характеристик, по сравнению с гадолинием и другими редкоземельными элементами. Сечение радиационного захвата тепловых нейтронов у кадмия достаточно велико и равно 2550 барн. Отсюда следует, что известные устройства-аналоги не могут быть применены по своему прямому назначению для реакторов с отражателями нейтронов. Поэтому для моделирования на этих реакторах энергетических и дозовых характеристик излучений, характерных для типового ядерного взрыва, необходима другая конструкция трансформатора.
Технический результат, на решение которого направлено изобретение, заключается в разработке устройства, позволяющего моделировать на реакторах с отражателями нейтронов (типа ПРИЗ-М) параметры излучений (прежде всего, энергетический спектр нейтронов и соотношение доз нейтронов Dn и гамма-излучения Dγ в диапазоне Dn/Dγ=0,5-2,0), характерные для типового ядерного взрыва.
Технический результат достигается за счет использования двухслойной оболочки у активной зоны ядерного реактора, первый слой которой выполнен из водородсодержащего материала толщиной, обеспечивающей замедление нейтронов до энергий, характерных для типового ядерного взрыва, а второй слой оболочки, расположенный с внешней стороны водородсодержащего слоя, выполнен из материала с большим сечением радиационного захвата тепловых нейтронов толщиной, обеспечивающей получение характерного для типового ядерного взрыва значения Dn/Dγ (см. Фиг.1).
Механизм работы трансформатора основан на физике взаимодействия нейтронов с материалами [5]. Быстрые нейтроны с энергиями более 1 МэВ хорошо замедляются в тяжелых материалах (железо, медь, никель и др.) в результате неупругого рассеяния и реакций с образованием заряженных частиц. Для нейтронов с энергиями менее 1 МэВ наиболее эффективными замедлителями являются водородсодержащие материалы: полиэтилен, плексиглас, дифенил и др. В этих материалах нейтроны теряют энергию, в основном, в результате упругих столкновений с ядрами водорода и углерода [6]. Отношение Dn/Dγ за трансформатором зависит не только от энергии замедлившихся нейтронов, но и от количества поглощенных тепловых нейтронов в реакции радиационного захвата, в результате которой образуются вторичные гамма-кванты, усиливающие поле первичного гамма-излучения от реактора. Для решения этой задачи с внешней стороны водородсодержащего слоя размещается слой материала с большим сечением радиационного захвата тепловых нейтронов, например слой кадмия. Размещение водородсодержащего материала перед слоем кадмия способствует накоплению тепловых нейтронов у внешнего слоя, конвертирующего эти нейтроны в гамма-кванты, в результате увеличивается доза гамма-излучения за трансформатором.
Для определения толщины слоев оболочки трансформатора проведены расчеты параметров гамма-нейтронного излучения за водородсодержащими материалами и кадмием методом дискретных ординат по программе РО3-6 [7]. Расчетные данные приведены в таблице.
Таблица - Расчетные параметры излучений за трансформатором с разными водородсодержащими материалами и кадмием толщиной 1 мм
Из анализа результатов исследований следует, что для воспроизведения за трансформатором параметров излучений, характерных для типового ядерного взрыва, толщина водородсодержащих материалов должна находиться в пределах (3,3-6,3) см, а толщина кадмиевого слоя - 0,1 см. При этих толщинах средняя энергия нейтронов за трансформатором равна (0,31-0,34) МэВ, а отношение Dn/Dγ=0,98-1,02, т.е. достигаются требуемые значения параметров излучений. Расчетные данные подтверждаются (с погрешностью до 15%), результатами экспериментальных исследований с помощью активационных детекторов нейтронов и гамма-дозиметров СГД-8. Энергетический спектр нейтронов за трансформатором приведен на Фиг. 2.
Фиг. 1 - Схема размещения трансформатора у АЗ реактора
Активная зона: делящийся материал (1) с отражателем нейтронов (2), состав трансформатора: слой водородсодержащего материала (3), слой материала-поглотителя тепловых нейтронов (4), детектор излучений (5).
Фиг. 2 Энергетические спектры нейтронов:
1 - перед трансформатором излучений, 2 - за трансформатором излучений, 3 - спектр нейтронов в «равновесной» зоне типового ядерного взрыва.
Таким образом, применение данного устройства позволяет проводить испытания изделий электронной техники на ядерных реакторах типа ПРИЗ-М в соответствии с требованиями государственных стандартов.
Литература
1. Веселкин А.П. и др. Спектры быстрых нейтронов. Атлас. Атомиздат. 1970.
2. Грицай В.Н., Гуликов А.А., Казанцев В.В., Пикалов Г.Л., Солодовников Н.И. Устройство для формирования поля радиационного нагружения объектов при их испытании на радиационную стойкость. Патент РФ на изобретение №2284068 от 24.05.2005 г.
3. Вязьмин С.О., Кондурушкин Н.А., Николаев О.А., Пикалов Г.Л., Терешкин И.С., Шаховский В.В. Проникающие излучения ядерного взрыва. // Физика ядерного взрыва. Том 3. М.: Физматлит. 2013. С.240-242.
4. Комаров Н.А., Краснокутский И.С., Нехай Е.Н., Пикалов Г.Л. Характеристика излучений реактора ПРИЗ-М. Научно-технический сборник «Методы и средства обеспечения испытаний образцов военной и специальной техники на радиационную стойкость». 12 ЦНИИ МО РФ. Сергиев Посад. 2014. С.19-25.
5. Левин В.Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. М.: Атомиздат. 1975.
6. Атлас эффективных нейтронных сечений. АН СССР. 1955 г.
7. Волощенко А.М., Дубинин А.А. РОЗ-6,5. Программа для решения уравнения переноса нейтронов, фотонов и заряженного излучения методом дискретных ординат в одномерных геометриях. ИПМ им. М.В. Келдыша РАН. М.: 1998.
Claims (1)
- Трансформатор гамма-нейтронного излучения, представляющий собой многослойную оболочку у активной зоны ядерного реактора с отражателем нейтронов, отличающийся тем, что первый слой оболочки выполнен из водородсодержащего материала толщиной, обеспечивающей замедление нейтронов до энергий, характерных для типового ядерного взрыва, а второй слой оболочки расположен с внешней стороны водородсодержащего слоя и выполнен из материала с большим сечением радиационного захвата тепловых нейтронов толщиной, обеспечивающей получение характерного для типового ядерного взрыва соотношения доз нейтронов и гамма-излучения.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2014121380/07A RU2559198C1 (ru) | 2014-05-28 | 2014-05-28 | Трансформатор гамма-нейтронного излучения |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2014121380/07A RU2559198C1 (ru) | 2014-05-28 | 2014-05-28 | Трансформатор гамма-нейтронного излучения |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2559198C1 true RU2559198C1 (ru) | 2015-08-10 |
Family
ID=53796258
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2014121380/07A RU2559198C1 (ru) | 2014-05-28 | 2014-05-28 | Трансформатор гамма-нейтронного излучения |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2559198C1 (ru) |
Citations (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US20090147915A1 (en) * | 2003-01-10 | 2009-06-11 | Jestice Aaron L | Method and apparatus for detecting and classifying explosives and controlled substances |
US20100025594A1 (en) * | 2006-10-16 | 2010-02-04 | Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. | Neutron Moderator, Neutron Irradiation Method, and Hazardous Substance Detection Apparatus |
-
2014
- 2014-05-28 RU RU2014121380/07A patent/RU2559198C1/ru not_active IP Right Cessation
Patent Citations (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US20090147915A1 (en) * | 2003-01-10 | 2009-06-11 | Jestice Aaron L | Method and apparatus for detecting and classifying explosives and controlled substances |
US20100025594A1 (en) * | 2006-10-16 | 2010-02-04 | Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. | Neutron Moderator, Neutron Irradiation Method, and Hazardous Substance Detection Apparatus |
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
Веселкин А.П. и др. Спектры быстрых нейтронов. Атлас. Атомиздат. 1970. * |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
Collar | Applications of an Y-88/Be photo-neutron calibration source to dark matter and neutrino experiments | |
Yang et al. | Neutron collimator design of neutron radiography based on the BNCT facility | |
Fantidis et al. | Fast and thermal neutron radiographies based on a compact neutron generator | |
Nyarku et al. | Experimental neutron attenuation measurements in possible fast reactor shield materials | |
Carroll et al. | Nuclear structure and depletion of nuclear isomers using electron linacs | |
Hernández-Adame et al. | Design of an explosive detection system using Monte Carlo method | |
Zadeh et al. | Neutron activation analysis for cement elements using an IECF device as a high energy neutron source | |
RU2497214C2 (ru) | Способ одновременного воспроизведения заданных значений флюенса нейтронов и экспозиционной дозы гамма-излучения на исследовательском реакторе | |
RU2559198C1 (ru) | Трансформатор гамма-нейтронного излучения | |
Heßberger et al. | Alpha-gamma decay studies of 247 Md | |
Riggi et al. | Muon decay: An old, yet alive experiment in the university physics curriculum | |
Fantidis | The use of electron linac for high quality thermal neutron radiography unit | |
RU2641890C2 (ru) | Способ одновременного воспроизведения заданных значений флюенса нейтронов и экспозиционной дозы гамма-излучения на исследовательских реакторах | |
Meshkian | Monte Carlo simulation of a fast neutron counter for use in neutron radiography | |
Stenkin et al. | A new way of studying the mass composition of cosmic rays | |
RU2561316C1 (ru) | Комплекс для испытаний и периодической поверки войсковых индивидуальных дозиметров | |
Heffron | Characterization of Reactor Background Radiation at HFIR for the PROSPECT Experiment | |
RU2284068C1 (ru) | Устройство для формирования поля радиационного нагружения объектов при их испытании на радиационную стойкость | |
Hori et al. | Measurements of Capture Gamma Rays from the Neutron Resonances of 74Se and 77Se at the J-PARC/MLF/ANNRI | |
Bilski et al. | Complex workplace radiation fields at European high-energy accelerators and thermonuclear fusion facilities | |
Abdollahi et al. | Study of atmospheric muons using a cosmic ray telescope | |
Dioni | Development of a multi-purpose fast neutron spectrometric capability in the MASURCA facility | |
Chernikova et al. | Development of the neutron-gamma-neutron (NGN) approach for the fresh and spent fuel assay | |
Искаков | OVERVIEW OF THE PROBLEMS OF COSMIC RAY PHYSICS | |
Topuz et al. | 3D Surface Radiation Dosimetry of a Nuclear-Chicago NH3 Neutron Howitzer |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20170529 |