RU85257U1 - RESEARCH REACTOR NEUTRON CONVERTER - Google Patents
RESEARCH REACTOR NEUTRON CONVERTER Download PDFInfo
- Publication number
- RU85257U1 RU85257U1 RU2009116864/22U RU2009116864U RU85257U1 RU 85257 U1 RU85257 U1 RU 85257U1 RU 2009116864/22 U RU2009116864/22 U RU 2009116864/22U RU 2009116864 U RU2009116864 U RU 2009116864U RU 85257 U1 RU85257 U1 RU 85257U1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- layer
- screen
- hydride
- converter according
- converter
- Prior art date
Links
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
1. Конвертер нейтронов исследовательского реактора, размещаемый в составе облучательного устройства в специально сформированном объеме активной зоны или в свободном объеме тепловыделяющей сборки, содержащий экран, окружающий облучаемые образцы материалов или изделий, отличающийся тем, что экран включает слой, содержащий гидрид делящегося элемента, включающий дейтерий и тритий предпочтительно в равных и максимальных концентрациях, а эффективная поверхностная плотность слоя выбирается в зависимости от требований к плотности потока и спектру нейтронов в образцах, а также от характеристик режима отвода тепла от экрана и его конструкции. ! 2. Конвертер по п.1, отличающийся тем, что эффективная поверхностная плотность слоя гидрида делящегося элемента выбрана из интервала 0,01-5 г/см2. ! 3. Конвертер по п.1, отличающийся тем, что в качестве гидрида делящегося элемента выбран гидрид урана в виде соединения UD1,5T1,5. ! 4. Конвертер по п.1, отличающийся тем, что экран выполнен из коаксиальных кольцевых пластинчатых тепловыделяющих элементов с сердечниками, содержащими гидрид урана в виде соединения UD1,5T1,5. ! 5. Конвертер по п.1, отличающийся тем, что экран выполнен в форме однослойного или многослойного «беличьего колеса» из стержневых или коаксиальных кольцевых пластинчатых тепловыделяющих элементов с сердечниками, содержащими гидрид урана в виде соединения UD1,5T1,5. ! 6. Конвертер по п.1, отличающийся тем, что экран выполнен в форме однослойной или многослойной засыпки шаровых микротвэлов с сердечником, содержащим гидрид урана в виде соединения UD1,5T1,5, и однослойным или многослойным покрытием, например металлическим, размещаемых �1. A neutron converter of a research reactor, placed as part of an irradiation device in a specially formed volume of the core or in the free volume of a fuel assembly, containing a screen surrounding the irradiated samples of materials or products, characterized in that the screen includes a layer containing a fissile element hydride, including deuterium and tritium, preferably in equal and maximum concentrations, and the effective surface density of the layer is selected depending on the requirements for the flux density and spectrum of neutrons in the samples, as well as on the characteristics of the mode of heat removal from the screen and its design. ! 2. Converter according to claim 1, characterized in that the effective areal density of the fissile element hydride layer is selected from the range 0.01-5 g / cm2. ! 3. A converter according to claim 1, characterized in that uranium hydride in the form of a compound UD1.5T1.5 is selected as the fissile element hydride. ! 4. Converter according to claim 1, characterized in that the screen is made of coaxial annular plate-like fuel elements with cores containing uranium hydride in the form of a compound UD1.5T1.5. ! 5. The converter according to claim 1, characterized in that the screen is made in the form of a single-layer or multilayer "squirrel-wheel" of rod or coaxial annular plate-like fuel elements with cores containing uranium hydride in the form of a UD1.5T1.5 compound. ! 6. Converter according to claim 1, characterized in that the screen is made in the form of a single-layer or multilayer filling of spherical microfuel with a core containing uranium hydride in the form of a UD1.5T1.5 compound, and a single-layer or multilayer coating, for example, metal, placed
Description
Полезная модель относится к области ядерных технологий и решает задачу создания конструкции конвертера нейтронов исследовательского реактора в нейтроны деления и синтеза для проведения испытаний на радиационную стойкость материалов термоядерных реакторов (ТЯР) в исследовательском реакторе деления в условиях, близких к условиям эксплуатации в энергетических термоядерных установках, прежде всего по характеристикам нейтронного спектра.The utility model relates to the field of nuclear technology and solves the problem of creating the design of a neutron converter of a research reactor into fission neutrons and synthesis for testing the radiation resistance of materials of thermonuclear reactors (TNR) in a research fission reactor under conditions close to operating conditions in energy thermonuclear plants, before total according to the characteristics of the neutron spectrum.
В качестве аналога заявляемого решения может быть рассмотрен конвертер тепловых нейтронов в нейтроны деления (S.Kaltcheva and E.Koonen. Enhancement of the Fast Flux in the Axis of a Standard BR2 Fuel Element. Transactions of the 7th International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management, Aix-en Provence, France, 2003, pp.151-155).A thermal neutron to fission neutron converter (S. Kaltcheva and E. Koonen. Enhancement of the Fast Flux in the Axis of a Standard BR2 Fuel Element. Transactions of the 7 th International Topical Meeting on Research Reactor Fuel can be considered as an analogue of the proposed solution. Management, Aix-en Provence, France, 2003, pp. 151-155).
Сущность решения-аналога сводится к использованию в качестве такого конвертера тепловыделяющей сборки (ТВС) бельгийского реактора BR2 Эта сборка представляет собой набор кольцевых пластинчатых твэлов, коаксиально вложенных один в другой, с центральной полостью, занятой вытеснителем воды, не содержащим топлива.The essence of the analog solution is to use the Belgian BR2 reactor as a fuel assembly (FA) as such a converter.This assembly is a set of ring plate fuel elements coaxially inserted one into another, with a central cavity occupied by a water-free displacer.
Облучение образцов материалов и изделий в этом реакторе обычно проводят в петлевых или ампульных каналах, размещаемых в активной зоне и окружаемых топливными сборками. При этом нейтронные конвертеры как правило не используют. В случае, если требуется облучать образцы нейтронами высоких энергий (обычно>0,1 МэВ) с минимальной долей тепловых, облучательный объем с экспериментальными образцами компонуют таким образом, чтобы он содержал минимально необходимое для охлаждения количество замедлителя/теплоносителя, а на границе размещают, например, экран из делящегося материала, который служит конвертером тепловых нейтронов в нейтроны деления. Оказывается удобным использовать для этого центральную полость ТВС с кольцевыми пластинчатыми твэлами, убрав из нее вытеснитель, заменив его ампулой с опытными образцами и приняв меры, необходимые для минимизации эффекта замедления нейтронов в облучательном объеме. В этом случае ТВС, кроме сохраняющейся за ней роли реакторного топлива, играет роль нейтронного конвертера. Часто вокруг образцов устанавливают дополнительный экран в виде поглощающего тепловые нейтроны или топливного слоя.Irradiation of samples of materials and products in this reactor is usually carried out in loop or ampoule channels placed in the core and surrounded by fuel assemblies. In this case, neutron converters are usually not used. If it is required to irradiate samples with high-energy neutrons (usually> 0.1 MeV) with a minimum thermal fraction, the irradiation volume with experimental samples is assembled so that it contains the minimum amount of moderator / coolant needed for cooling, and, for example, is placed on the boundary , a screen of fissile material, which serves as a converter of thermal neutrons into fission neutrons. It turns out to be convenient to use the central cavity of a fuel assembly with annular plate fuel rods for this purpose, removing the displacer from it, replacing it with an ampoule with experimental samples and taking measures necessary to minimize the effect of neutron deceleration in the irradiation volume. In this case, the fuel assembly, in addition to the role of reactor fuel remaining for it, plays the role of a neutron converter. Often around the samples an additional screen is installed in the form of an absorbing thermal neutron or fuel layer.
Недостатком такого конвертера является то, что условия испытаний образцов в нем часто оказываются неадекватными эксплуатационным для термоядерного реактора (ТЯР), особенно в части жесткости нейтронного спектра, способности нейтронов повреждать испытуемые материалы, а также генерировать в них ядра-трансмутанты. В частности, при испытании материалов для энергетических реакторов термоядерного синтеза отсутствие в спектре нейтронов облучательного устройства нейтронов с энергией 14,1 МэВ дает основания для сомнений в справедливости выводов о работоспособности материалов, сделанных по результатам испытаний образцов при экспозиции их в нейтронном поле со спектром деления.The disadvantage of such a converter is that the test conditions of the samples in it often turn out to be inadequate for the thermonuclear reactor (TNR), especially in terms of the rigidity of the neutron spectrum, the ability of neutrons to damage test materials, and to generate transmutation nuclei in them. In particular, when testing materials for thermonuclear fusion power reactors, the absence of a 14.1 MeV neutron irradiation device in the neutron spectrum gives rise to doubts about the validity of the conclusions about the performance of the materials made from the results of tests of samples when they were exposed in a neutron field with a fission spectrum.
Указанный недостаток связан с тем, что при разработке ТВС исследовательских реакторов не ставится задача обеспечить присутствие нейтронов синтеза в спектре нейтронов в облучательных устройствах. Достаточным считается, чтобы в этом спектре присутствовали нейтроны жесткой части спектра деления.This drawback is due to the fact that when developing fuel assemblies for research reactors, the task is not to ensure the presence of fusion neutrons in the neutron spectrum in irradiation devices. It is considered sufficient that neutrons of the hard part of the fission spectrum are present in this spectrum.
В качестве прототипа - наиболее близкого аналога, совпадающего с заявляемым решением по наибольшему количеству признаков, может быть рассмотрен конвертер, описанный в работе (Ю.Н.Зуев и др. Измерение эффективности 6Li3D-конвертера тепловых нейтронов в нейтроны с энергией 14 МэВ в экспериментальном канале реактора ИВВ-2М. Атомная энергия, 2002, т.92, вып.3, с.226-233).As a prototype - the closest analogue that matches the claimed solution for the greatest number of signs, the converter described in the work (Yu.N. Zuev et al. Measurement of the efficiency of 6 Li 3 D-converter of thermal neutrons to neutrons with an energy of 14 MeV can be considered in the experimental channel of the IVV-2M reactor. Atomic energy, 2002, vol. 92, issue 3, pp. 226-233).
Для преобразования тепловых нейтронов в нейтроны с энергией 14,1МэВ в ней предложено использовать твердотельный конвертер на основе 6Li3D, который включает экран в форме прилегающих друг к другу плоских слоев из 6Li3D, очехлованных в стальной или никелевый герметичный корпус. Между слоями размещаются нейтронные активационные мониторы с энергетическим порогом регистрации выше 12МэВ. Устройство с конвертером располагалось в высокопоточном канале исследовательского реактора, где проводилось облучение мониторов нейтронами с последующим измерением наведенной гамма-активности и расчетом коэффициента конверсии тепловых нейтронов в нейтроны синтеза. Принималось, что коэффициент конверсии равен отношению скорости генерации нейтронов синтеза к скорости поглощения тепловых нейтронов материалом конвертера. Было показано, что суммарный коэффициент конверсии составил ~3,47·10-4. Это обеспечивает возможность достижения в реакторе плотности потока нейтронов синтеза порядка 2,7·1010с-1см-2, что сравнимо с возможностями наиболее мощных (D,Т)-генераторов нейтронов, но существенно ниже (на 4 порядка) плотности потока в разрабатываемой в Европе международной облучательной установке IFMIF.To convert thermal neutrons into neutrons with an energy of 14.1 MeV, it was proposed to use a solid-state converter based on 6 Li 3 D, which includes a screen in the form of adjacent flat layers of 6 Li 3 D, coated in a steel or nickel sealed enclosure. Between the layers are placed neutron activation monitors with an energy detection threshold above 12 MeV. The device with the converter was located in the high-flux channel of the research reactor, where monitors were irradiated with neutrons, followed by measurement of the induced gamma activity and calculation of the conversion coefficient of thermal neutrons to fusion neutrons. It was assumed that the conversion coefficient is equal to the ratio of the rate of synthesis neutron generation to the rate of absorption of thermal neutrons by the converter material. It was shown that the total conversion rate was ~ 3.47 · 10 -4 . This makes it possible to achieve a synthesis neutron flux density of the order of 2.7 · 10 10 s -1 cm -2 in the reactor, which is comparable with the capabilities of the most powerful (D, T) neutron generators, but significantly lower (by 4 orders of magnitude) flux density in the IFMIF international irradiation facility being developed in Europe.
К недостаткам конвертера-прототипа следует отнести низкий коэффициент конверсии, возможность бурной реакции гидрида лития с водой и большое непроизводительное поглощение тепловых нейтронов материалом конвертера. Последнее обстоятельство приводит к большим потерям реактивности водоохлаждаемого исследовательского реактора, в котором подобный конвертер предполагается использовать. Малая плотность потока нейтронов синтеза в экспериментальном объеме приведет к тому, что нейтронный спектр в образцах будет заметно отличаться от того, который будет иметь место при эксплуатации энергоблока ТЯР, что делает условия испытаний немодельными и требует длительных облучений образцов материалов ТЯР, чтобы достичь проектных значений степени повреждения и накопления ядер-трансмутантов.The disadvantages of the prototype converter include a low conversion coefficient, the possibility of a violent reaction of lithium hydride with water and a large unproductive absorption of thermal neutrons by the material of the converter. The latter circumstance leads to large losses of reactivity of the water-cooled research reactor, in which such a converter is supposed to be used. The low density of the synthesis neutron flux in the experimental volume will cause the neutron spectrum in the samples to differ markedly from that which will occur during operation of the TNR power unit, which makes the test conditions non-model and requires long-term irradiation of samples of TNR materials in order to achieve design degrees damage and accumulation of transmutation nuclei.
Технический эффект полезной модели заключается в создании конвертера нейтронов исследовательского реактора в нейтроны деления и синтеза, позволяющего проводить облучения высокоэнергетичными нейтронами образцов материалов энергетических реакторов синтеза при повышенном коэффициенте конверсии реакторных нейтронов в нейтроны синтеза и получении близкого к эксплуатационному нейтронного спектра, без увеличения потерь реактивности реактора.The technical effect of the utility model is to create a neutron converter of a research reactor into fission and fusion neutrons, which allows high-energy neutrons to irradiate samples of materials from fusion energy reactors with an increased conversion rate of reactor neutrons to fusion neutrons and to obtain a neutron spectrum close to operational, without increasing reactor reactivity losses.
Указанный технический эффект достигается тем, что конвертер нейтронов исследовательского реактора, размещаемый в составе облучательного устройства в специально сформированном объеме активной зоны или в свободном объеме тепловыделяющей сборки, содержит экран, окружающий облучаемые образцы материалов или изделий, который включает слой, содержащий гидрид делящегося элемента, включающий дейтерий и тритий предпочтительно в равных и максимальных концентрациях. Эффективная поверхностная плотность слоя гидрида делящегося элемента выбирается из интервала 0,01-5 г/см2 в зависимости от требований к плотности потока и спектру нейтронов в образцах, а также от характеристик режима отвода тепла от экрана и его конструкции.The specified technical effect is achieved by the fact that the neutron converter of the research reactor, placed in the irradiation device in a specially formed volume of the active zone or in the free volume of the fuel assembly, contains a screen surrounding the irradiated samples of materials or products, which includes a layer containing a fission element hydride, including deuterium and tritium, preferably in equal and maximum concentrations. The effective surface density of the hydride layer of the fissile element is selected from the range of 0.01-5 g / cm 2 depending on the requirements for the flux density and neutron spectrum in the samples, as well as on the characteristics of the mode of heat removal from the screen and its design.
В качестве гидрида делящегося элемента выбран гидрид урана в виде соединения UD1,5T1,5.As the hydride of the fissile element, uranium hydride was selected as the compound UD 1.5 T 1.5 .
Экран может быть выполнен из коаксиальных кольцевых пластинчатых тепловыделяющих элементов с сердечниками, содержащими гидрид урана в виде соединения UD1,5T1,5.The screen can be made of coaxial annular plate-shaped fuel elements with cores containing uranium hydride in the form of a compound UD 1,5 T 1,5 .
Экран может быть выполнен в форме однослойного или многослойного «беличьего колеса» из стержневых или коаксиальных кольцевых пластинчатых тепловыделяющих элементов с сердечниками, содержащими гидрид урана в виде соединения UD1,5T1,5.The screen can be made in the form of a single-layer or multi-layer “squirrel wheel” of rod or coaxial ring plate heat-generating elements with cores containing uranium hydride in the form of a compound UD 1,5 T 1,5 .
Экран может быть выполнен в форме однослойной или многослойной засыпки шаровых микротвэлов с сердечником, содержащим гидрид урана в виде соединения UD1,5T1,5, и однослойным или многослойным покрытием, например, металлическим, размещаемых между перфорированными оболочками из сплавов алюминия, циркония или нержавеющей стали.The screen can be made in the form of a single-layer or multi-layer backfill of spherical microfuel with a core containing uranium hydride in the form of a UD 1.5 T 1.5 compound and a single-layer or multi-layer coating, for example, metal, placed between perforated shells of aluminum, zirconium or of stainless steel.
В качестве материала, конвертирующего тепловые нейтроны в нейтроны деления и синтеза, используется гидрид делящегося элемента, например гидрид урана, предпочтительно состава UD1,5T1,5 с одинаковым и близким к максимальному содержанием дейтерия и трития. Особенность конвертера состоит в том, что температура конвертирующего материала при эксплуатации не должна превышать 400°С - температуры начала разложения гидрида урана, а работать он должен при высокой плотности потока тепла на поверхности, так как должна обеспечиваться высокая скорость деления и синтеза ядер и скорость генерации нейтронов деления и синтеза. Это означает, что конструкция конвертера и условия охлаждения конвертирующего материала должны соответствовать указанному температурному ограничению.As a material that converts thermal neutrons into fission and fusion neutrons, a hydride of a fissile element, for example, uranium hydride, preferably of the composition UD 1.5 T 1.5 with the same and close to the maximum deuterium and tritium content, is used. The converter’s peculiarity lies in the fact that the temperature of the converting material during operation should not exceed 400 ° С - the temperature at which the decomposition of uranium hydride begins, and it should work at a high heat flux density on the surface, since a high fission and nuclear fusion rate and a generation rate neutrons fission and synthesis. This means that the design of the converter and the cooling conditions of the converting material must comply with the indicated temperature limit.
Минимальное значение эффективной поверхностной плотности экрана выбирается из условия, что минимальная толщина его должна быть больше средней длины свободного пробега осколков в уране равной ~10 мкм, так как при меньшей толщине значительная часть осколков будет выходить из материала без столкновений, не участвуя в процессе разогрева ядер дейтерия и трития. Произведение длины свободного пробега на плотность гидрида составит величину ~0,01 г/см2. Верхняя граница допустимых значений поверхностной плотности материала экрана выбирается из следующих соображений. Среднее по реакторному спектру макроскопическое сечение поглощения нейтронов ядрами гидрида урана заданной стехиометрии при обогащении урана ураном-235 90% Σ составляет ~10 см-1. При толщине экрана l=0,5 см и эффективной поверхностной плотности ~5г/см2 будет иметь место более чем 10-кратное (e-Σ·l/2) снижение плотности потока нейтронов на середине толщины, из чего следует, что дальше увеличивать эффективную поверхностную плотность даже с учетом запаса на выгорание урана-235 не имеет смысла, так как в этом случае часть ядер материала не будет подвергаться облучению нейтронами с требуемой интенсивностью и он будет работать неэффективно.The minimum value of the effective surface density of the screen is chosen from the condition that its minimum thickness should be greater than the average mean free path of fragments in uranium equal to ~ 10 μm, since with a smaller thickness a significant part of the fragments will leave the material without collisions, without participating in the process of core heating deuterium and tritium. The product of the mean free path and the hydride density will be ~ 0.01 g / cm 2 . The upper limit of the allowable values of the surface density of the screen material is selected from the following considerations. The average macroscopic cross section for neutron absorption by uranium hydride nuclei of a given stoichiometry for the enrichment of uranium with 235 90% Σ is ~ 10 cm -1 . With a screen thickness of l = 0.5 cm and an effective surface density of ~ 5 g / cm 2, there will be a more than 10-fold (e -Σ · l / 2 ) decrease in the neutron flux density in the middle of the thickness, which implies further increase an effective surface density even taking into account the margin for burning out of uranium-235 does not make sense, since in this case some of the material’s nuclei will not be irradiated with neutrons with the required intensity and it will work inefficiently.
Конвертер может являться структурным компонентом облучательного устройства, размещаемого в специально сформированном объеме активной зоны исследовательского реактора или занимать часть свободного объема тепловыделяющей сборки (ТВС) реактораThe converter may be a structural component of the irradiation device placed in a specially formed volume of the active zone of the research reactor or occupy part of the free volume of the fuel assembly (FA) of the reactor
Ни один из известных конвертеров нейтронов исследовательского реактора деления в нейтроны высоких энергий не обеспечивает одновременную генерацию нейтронов деления и синтеза. Это позволяет сделать вывод, что заявляемое решение обладает новизной.None of the known neutron converters of a research reactor for fission into high-energy neutrons provides simultaneous generation of fission neutrons and synthesis. This allows us to conclude that the claimed solution has novelty.
В конвертирующем материале конвертера предлагаемой конструкции присутствуют ядра делящегося материала (например, уран-235), дейтерия и трития, причем легкие ядра находятся на расстоянии от делящегося ядра, измеряемом шагом решетки кристалла, например, гидрида урана (~6,6Å). Тяжелое ядро дает при делении два осколка с энергией больше 60 МэВ каждый и около 2,5 нейтронов с энергией ~1МэВ каждый. Легкие ядра дейтерия и трития при взаимодействии с каждым из этих объектов могут приобрести энергию выше порога (D,Т)-реакции синтеза, составляющего ~30кэВ и вступить в эту реакцию с образованием ядра гелия и нейтрона с энергией 14,1 МэВ:The converting material of the converter of the proposed design contains nuclei of fissile material (for example, uranium-235), deuterium and tritium, and light nuclei are located at a distance from the fissile nucleus, as measured by the lattice spacing of a crystal, for example, uranium hydride (~ 6.6 Å). A heavy nucleus produces two fission fragments with energies of more than 60 MeV each and about 2.5 neutrons with energies of ~ 1 MeV each. When interacting with each of these objects, light deuterium and tritium nuclei can acquire energy above the threshold of the (D, T) synthesis reaction of ~ 30 keV and enter into this reaction with the formation of a helium and neutron nucleus with an energy of 14.1 MeV:
2Н1+3H1→4Не2+1n0+17,5 МэВ 2 H 1 + 3 H 1 → 4 He 2 + 1 n 0 +17.5 MeV
Таким образом, конвертер заявляемой конструкции обладает не только обычным свойством обеспечивать самоподдерживающуюся цепную реакцию деления тяжелых ядер под действием нейтронов, но также новым свойством обеспечивать несамоподдерживающуюся реакцию синтеза легких ядер, нагреваемых в результате взаимодействия с быстрыми нейтронами и ядрами продуктов деления тяжелых ядер и, в конечном итоге, одновременно производить нейтроны и энергию деления и синтеза. Конвертер такого типа может использоваться в материаловедческих исследовательских реакторах для преобразования реакторных нейтронов в нейтроны деления и синтеза, за счет чего обеспечивать более близкие к эксплуатационным условия испытаний материалов ТЯР, чем при использовании обычных конвертеров тепловых нейтронов в нейтроны деления из-за вклада нейтронов с энергией 14.1МэВ в процесс повреждения материалов и накопления ядер-трансмутантов, а также чем при использовании конвертера на основе дейтерида лития, неспособного генерировать нейтроны деления.Thus, the converter of the claimed design has not only the usual property of providing a self-sustaining chain reaction of fission of heavy nuclei by neutrons, but also a new property of providing a non-self-sustaining reaction of fusion of light nuclei heated as a result of interaction with fast neutrons and nuclei of fission products of heavy nuclei and, ultimately As a result, simultaneously produce neutrons and fission and fusion energy. This type of converter can be used in material science research reactors for converting reactor neutrons into fission and fusion neutrons, thereby providing closer to operational conditions for testing TNR materials than with conventional thermal neutron to fission neutron converters due to the contribution of 14.1 neutrons MeV in the process of damage to materials and the accumulation of transmutation nuclei, as well as when using a converter based on lithium deuteride, which is unable to generate eytrony division.
На рисунке Фиг.1 приведено поперечное сечение конвертера с экраном в форме ТВС из кольцевых пластинчатых твэлов, где:Figure 1 shows a cross section of a converter with a screen in the form of fuel assemblies from ring plate fuel elements, where:
1 - оболочка твэла; 2 - сердечник твэла; 3 - центральная полость для размещения облучаемых образцов; 4 - зазор для теплоносителя.1 - cladding of a fuel rod; 2 - the core of the fuel rod; 3 - a central cavity for accommodating irradiated samples; 4 - clearance for the coolant.
ТВС, близкие по конструкции к заявляемому конвертеру, используются в исследовательских реакторах МИР и BR2 (А.Г.Самойлов, В.С.Волков, М.И.Солонин. Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. Москва, Энергоатомиздат, 1996, стр.164; Б.Фрост. Твэлы ядерных реакторов. Пер. с англ. - Москва: Энергоатомиздат, 1986 стр.225). ТВС располагаются в блоках из металлического бериллия, устанавливаемых с шагом, обеспечивающим эффективное замедление нейтронов. Если облучательное устройство устанавливают вместо ТВС, то спектр нейтронов в районе размещения образцов будет содержать заметную долю тепловых. В случае размещения образцов в ампуле, устанавливаемой в ТВС вместо вытеснителя, спектр нейтронов в их массиве будет жестким, так как твэлы будут выполнять роль конвертера тепловых нейтронов в нейтроны спектра деления.FAs that are close in design to the claimed converter are used in MIR and BR2 research reactors (A.G. Samoilov, V.S. Volkov, M.I.Solonin. Fuel elements of nuclear reactors. Moscow, Energoatomizdat, 1996, p.164; B. Frost, Nuclear Reactor Fuel Pins, Translated from English - Moscow: Energoatomizdat, 1986 p. 225). FAs are located in blocks of metallic beryllium, which are installed in increments that ensure effective neutron deceleration. If an irradiation device is installed instead of a fuel assembly, then the neutron spectrum in the region where the samples are located will contain a noticeable fraction of thermal. If samples are placed in an ampoule installed in a fuel assembly instead of a displacer, the neutron spectrum in their array will be rigid, since the fuel rods will act as a converter of thermal neutrons into fission spectrum neutrons.
Базовым компонентом заявляемого конвертера является твэл. Конструктивно он выполняется, например, пластинчатым кольцевым с двухсторонним охлаждением. Сердечник твэла (2) набирается, например, из тонкостенных кольцевых таблеток из урана, гидрированного до стехиометрии UD1,5T1,5 Обогащение урана по урану-235 выбирается максимальным. Зазор между сердечником (2) и внутренней и внешней оболочками (1) выбирается минимальным, заполняется гелием до давления ~1МПа и герметизируется приваркой концевых деталей к оболочкам. Дополнительные конструктивные элементы (на рисунке не указаны) обеспечивают между твэлами зазоры для теплоносителя (4).The basic component of the inventive converter is a fuel rod. Structurally, it is performed, for example, by a plate-type ring with double-sided cooling. The fuel rod core (2) is selected, for example, from thin-walled ring uranium pellets hydrogenated to stoichiometry UD 1.5 T 1.5 Uranium enrichment in uranium-235 is selected as maximum. The gap between the core (2) and the inner and outer shells (1) is selected to be minimal, filled with helium to a pressure of ~ 1MPa and sealed by welding the end parts to the shells. Additional structural elements (not shown in the figure) provide clearances between the fuel elements for the coolant (4).
Внутренний диаметр твэла принимается в соответствии с характером области использования облучательного устройства. Если диаметр и высота облучаемых образцов невелики (до 15 и 250 мм соответственно), а количество исчисляется единицами, то для облучения в смешанном нейтронном спектре (нейтроны деления и синтеза) используют конвертер с экраном в форме ТВС из кольцевых пластинчатых твэлов, а ампулу с образцами размещают в центральной полости (3) вместо вытеснителя. В случае, если размеры или количество образцов велики, конвертер должен включать однорядное или многорядное «беличье колесо» - экран, набранный из описанных выше твэлов малого диаметра, в центральную полость которого помещают облучаемую ампулу. Диаметр внутренней полости твэлов и шаг их размещения в любом случае выбирают исходя из условия, чтобы эффективная поверхностная плотность гидрида урана соответствовала интервалу 0,01-5 г/см2.The internal diameter of the fuel element is taken in accordance with the nature of the area of use of the irradiation device. If the diameter and height of the irradiated samples are small (up to 15 and 250 mm, respectively), and the number is calculated in units, then for irradiation in the mixed neutron spectrum (fission and fusion neutrons), a converter with a screen in the form of a fuel assembly from ring plate fuel elements is used, and an ampoule with samples placed in the central cavity (3) instead of the displacer. If the size or number of samples is large, the converter should include a single-row or multi-row "squirrel wheel" - a screen made up of small-diameter fuel elements described above, in the central cavity of which an irradiated ampoule is placed. The diameter of the internal cavity of the fuel rods and the step of their placement in any case is chosen based on the condition that the effective surface density of uranium hydride corresponds to the interval of 0.01-5 g / cm 2 .
Конвертер может представлять собой устройство с экраном в виде одно- или многослойного «беличьего колеса» из стержневых твэлов с сердечником, содержащим гидрид урана в виде соединения UD1,5T1,5. Экран может выполняться также в форме одно- или многослойной засыпки шаровых микротвэлов с сердечником, содержащим гидрид урана в виде соединения UD1,5T1,5, и с одно- или многослойным покрытием, например, металлическим, которые размещаются между перфорированными оболочками из сплавов алюминия, циркония или нержавеющей стали.The converter may be a device with a screen in the form of a single or multilayer “squirrel wheel” of rod fuel rods with a core containing uranium hydride in the form of a compound UD 1,5 T 1,5 . The screen can also be made in the form of a single or multilayer backfill of spherical microfuel with a core containing uranium hydride in the form of a UD 1.5 T 1.5 compound, and with a single or multilayer coating, for example, metal, which are placed between perforated alloy shells aluminum, zirconium or stainless steel.
Оценка эффективности предлагаемого решения выполнена для нейтронного конвертера, предназначенного для формирования энергетического спектра нейтронов в экспериментальных устройствах исследовательских ядерных реакторов. Такой конвертер включает, например, однослойный или многослойный цилиндрической формы экран из кольцевых пластинчатых твэлов в виде двух заваренных с двух концов коаксиальных тонкостенных трубок, пространство между которыми заполнено кольцевыми таблетками из гидрида урана в форме UD1,5T1,5, и размещаться в активной зоне реактора в составе экспериментального устройства.The effectiveness of the proposed solution was evaluated for a neutron converter designed to form the neutron energy spectrum in experimental devices of research nuclear reactors. Such a converter includes, for example, a single-layer or multi-layer cylindrical screen of ring plate fuel rods in the form of two coaxial thin-walled tubes welded at both ends, the space between which is filled with ring tablets of uranium hydride in the form of UD 1.5 T 1.5 , and placed in reactor core as part of an experimental device.
Экран окружает экспериментальный объем, в котором проводится облучение высокоэнергетичными нейтронами опытных образцов материалов, разрабатываемых для термоядерных энергетических реакторов нового поколения с большим ресурсом работы. Чтобы процесс разработки новых материалов для таких энергетических установок не требовал многолетних облучений образцов нейтронами для проверки длительной работоспособности, указанные облучательные устройства должны обеспечивать высокую плотность потока нейтронов деления и синтеза в опытных образцах, а значит высокую скорость повреждения материалов и условия испытаний близкие к эксплуатационным.The screen surrounds the experimental volume, in which high-energy neutrons are irradiated with prototypes of materials developed for new generation thermonuclear energy reactors with a long service life. So that the process of developing new materials for such power plants does not require long-term irradiation of samples with neutrons to verify long-term performance, these irradiation devices must provide a high flux density of fission and fusion neutrons in experimental samples, which means high damage rate of materials and test conditions close to operational.
В предлагаемой схеме конвертера нейтронов используется реакция деления ядер урана-235, осуществляемая в гидриде урана UD1,5T1,5. На один поглощенный ядром урана-235 тепловой нейтрон образуется два осколка с суммарной энергией 166 МэВ, из которых на легкий осколок приходится в среднем 98 МэВ и на тяжелый - 68 МэВ. Каждый из осколков способен передать нескольким легким ядрам (в нашем случае ядрам дейтерия и трития) энергию выше порога реакции синтеза.The proposed neutron converter scheme uses the fission reaction of uranium-235 nuclei, carried out in uranium hydride UD 1,5 T 1,5 . For one thermal neutron absorbed by the uranium-235 nucleus, two fragments are formed with a total energy of 166 MeV, of which 98 MeV is on average for a light fragment and 68 MeV for a heavy one. Each of the fragments is capable of transferring energy to several light nuclei (in our case, deuterium and tritium nuclei) above the threshold of the synthesis reaction.
Средний пробег ядра и распределение его энергии по длине пробега вычисляли по формулам, заимствованным из литературы:The average range of the nucleus and the distribution of its energy along the length of the path was calculated according to formulas borrowed from the literature:
- Принципы и методы регистрации элементарных частиц. Под ред. Л.А.Арцимовича. Изд-во иностранной литературы. М., 1963.- Principles and methods of registration of elementary particles. Ed. L.A. Artsimovich. Publishing house of foreign literature. M., 1963.
- Экспериментальная ядерная физика. Под ред. Э.Сегре. Изд-во иностранной литературы. М., 1955.- Experimental nuclear physics. Ed. E. Segre. Publishing house of foreign literature. M., 1955.
- С.В.Стародубцев, А.М.Романов. Прохождение заряженных частиц через вещество. Изд-во АН Узбекской ССР. Ташкент, 1962.- S.V. Starodubtsev, A.M. Romanov. The passage of charged particles through matter. Publishing House of the Academy of Sciences of the Uzbek SSR. Tashkent, 1962.
Полную вероятность реакции синтеза оценивали, интегрируя распределение вероятности по длине пробега. Проверку методики проводили сравнивая экспериментальные результаты оценки коэффициента конверсии 6Li3D-конвертера тепловых нейтронов в нейтроны с энергией 14,1МэВ с результатами расчетов по описанной методике. По опубликованным данным величина коэффициента лежит в диапазоне (1,5-2,9)·10-4, а расчетная величина составила 1,97·10-4.The full probability of the synthesis reaction was evaluated by integrating the probability distribution over the path length. The method was tested by comparing the experimental results of estimating the conversion coefficient of 6 Li 3 D-converter of thermal neutrons into neutrons with an energy of 14.1 MeV with the results of calculations by the described method. According to published data, the coefficient value lies in the range (1.5-2.9) · 10 -4 , and the calculated value was 1.97 · 10 -4 .
Результаты расчетов для топливного материала в виде UD1,5T1,5 приведены в таблице.The calculation results for the fuel material in the form of UD 1,5 T 1,5 are shown in the table.
Таким образом, коэффициент конверсии тепловых нейтронов в высокоэнергетичные нейтроны синтеза для конвертера, использующего предложенную полезную модель практически будет не ниже, чем соответствующий коэффициент для конвертера на основе 6Li3D, даже если консервативно принять, что при замедлении осколка ядра урана-235 он испытывает только два столкновения с ядрами дейтерия или трития. Так как способность повреждать материалы и генерировать ядра-трансмутанты у термоядерных нейтронов существенно выше, чем у нейтронов деления, их вклад в скорость повреждения образцов в облучательном устройстве с конвертером на базе топлива UD1,5T1,5 будет достаточным, чтобы обеспечивать условия испытаний близкие к эксплуатационным.Thus, the conversion coefficient of thermal neutrons to high-energy synthesis neutrons for a converter using the proposed utility model will be practically no lower than the corresponding coefficient for a converter based on 6 Li 3 D, even if it is conservatively accepted that when a fragment of a uranium-235 nucleus is slowed down, it experiences only two collisions with deuterium or tritium nuclei. Since the ability to damage materials and generate transmutation nuclei for thermonuclear neutrons is significantly higher than for fission neutrons, their contribution to the damage rate of samples in an irradiating device with a converter based on fuel UD 1.5 T 1.5 will be sufficient to provide test conditions close to operational.
Вклад нейтронов синтеза в скорость повреждения материалов в облучательном устройстве с конвертером на основе заявляемого решения будет зависеть от конкретной конструкции устройства. Важным достоинством предлагаемого решения, повышающим его эффективность, является то, что при изготовлении конвертера можно использовать ряд привычных технологических приемов, принятых в практике изготовления твэлов и ТВС исследовательских реакторов, в результате чего требующиеся для испытаний нейтроны деления и синтеза можно генерировать в одном и том же месте и в одно и то же время. При этом можно одновременно изолировать в материале топливного сердечника как продукты деления, так и тритий.The contribution of synthesis neutrons to the damage rate of materials in an irradiating device with a converter based on the proposed solution will depend on the specific design of the device. An important advantage of the proposed solution, increasing its efficiency, is that in the manufacture of the converter a number of familiar technological methods adopted in the practice of manufacturing fuel rods and fuel assemblies of research reactors can be used, as a result of which fission and fusion neutrons required for testing can be generated in the same place and at the same time. At the same time, both fission products and tritium can be isolated in the fuel core material.
Claims (6)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2009116864/22U RU85257U1 (en) | 2009-05-04 | 2009-05-04 | RESEARCH REACTOR NEUTRON CONVERTER |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2009116864/22U RU85257U1 (en) | 2009-05-04 | 2009-05-04 | RESEARCH REACTOR NEUTRON CONVERTER |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU85257U1 true RU85257U1 (en) | 2009-07-27 |
Family
ID=41048799
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2009116864/22U RU85257U1 (en) | 2009-05-04 | 2009-05-04 | RESEARCH REACTOR NEUTRON CONVERTER |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU85257U1 (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2605154C2 (en) * | 2011-11-22 | 2016-12-20 | Коммиссариат А Л'Энержи Атомик Э О Энержи Альтернатив | Device for neutron imagery in immersion and neutron imaging method using said device |
-
2009
- 2009-05-04 RU RU2009116864/22U patent/RU85257U1/en not_active IP Right Cessation
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2605154C2 (en) * | 2011-11-22 | 2016-12-20 | Коммиссариат А Л'Энержи Атомик Э О Энержи Альтернатив | Device for neutron imagery in immersion and neutron imaging method using said device |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US20150098544A1 (en) | Sustainable Modular Transmutation Reactor | |
| JP7432800B2 (en) | proliferation blanket | |
| RU85257U1 (en) | RESEARCH REACTOR NEUTRON CONVERTER | |
| RU85028U1 (en) | NUCLEAR REACTOR FUEL | |
| RU2804452C1 (en) | Blanket breeder | |
| Bulakh et al. | Extension of lifespan of graphite in fuel blocks of high-temperature gas-cooled reactors as the resource for ensuring design values of nuclear fuel burn-up | |
| Baldin et al. | Relativistic nuclear technology (RNT) for energy production and utilization of spent nuclear fuel. The results of first experiments on physical justification of RNT | |
| Verma et al. | Major experimental facilities for development of accelerator-driven subcritical system | |
| JP2000321390A (en) | Subcritical reactor | |
| Yang et al. | Preliminary Study on the Application of Booster Fuel for HANARO Irradiation Facility | |
| Margulis et al. | Consideration of alternative coolants in AGR-like FHR designs | |
| Prokopowicz et al. | The 14 MeV neutron irradiation facility in MARIA reactor | |
| Gomez et al. | Design of Fuel Testing and Qualification Capsules for the Pebble Bed Advanced High Temperature Reactor | |
| Dopchie et al. | BR-2 THE BELGIAN MATERIALS AND ENGINEERING TEST REACTOR | |
| Huizhong | The uranium-zirconium hydride pulsed reactor and its use in science and technology | |
| Avery | Coupled fast-thermal power breeder reactor | |
| Link et al. | Design of a high flux research reactor: Mighty Mouse | |
| Muehlhause | CONVERTER TUBES AND INVERTED FLUX TRAPS | |
| Wetzel et al. | Further work on credible levels of water moderation-14267 | |
| Coehoorn et al. | The Low Flux Reactor | |
| Kazi et al. | DESIGN OF A HIGH-PERFORMANCE UO2 PULSE REACTOR. | |
| Makgopa et al. | Neutronic Characterization of the SAFARI-1 Material Testing Reactor | |
| Cota et al. | Nuclear research reactors in Brazil | |
| Spinrad | THERMAL NEUTRONIC REACTOR | |
| Ruano | REACTOR CONTROL |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM1K | Utility model has become invalid (non-payment of fees) |
Effective date: 20110505 |