Приборы и техника эксперимента, 2022, № 3, стр. 5-9

ВВЕДЕНИЕ

На данный момент в мире ведется строительство большого количества экспериментальных установок, которые будут работать в полях мощного ионизирующего излучения. Прикладные исследования радиационной стойкости материалов, применяемых в таких установках, являются одной из ключевых задач.

С 2012 г. и по настоящее время на пучке № 3 реактора ИБР-2 была модернизирована и введена в эксплуатацию облучательная установка для проведения исследований радиационной стойкости материалов. За это время с ее помощью было проведено большое количество исследований радиационной стойкости в самых разных областях науки.

С 2018 г. средняя мощность реактора ИБР-2, составлявшая 1.85 МВт, постепенно снижалась, достигнув к настоящему моменту 1.55 МВт, в связи с чем появилась необходимость уточнить характеристики полей ионизирующих излучений вдоль облучательной установки, полученные ранее и опубликованные в работах [1, 2], а также получить новые данные о поглощенных дозах γ-изучения на различном расстоянии от водяного замедлителя.

ХАРАКТЕРИСТИКИ НЕЙТРОННОГО ПОЛЯ

При проведении исследований радиационной стойкости материалов количество созданных дефектов соотносят с количественными характеристиками полей ионизирующих излучений, прошедших через образец.

Нейтронный спектр, представленный на рис. 1, был измерен с помощью образцов-спутников нейтронно-активационного анализа (н.а.а.), состоящих из восьми элементов и десяти изотопов: V, Al, Ti (3 изотопа), Ni, Sn, Au, Co, Na [3]. Спектр нейтронов реактора, показанный на рис. 1, не имеет резонансных пиков, так как в промежутке 0.1−1 МэВ существует только два пороговых спутника, и спектр был аппроксимирован без учета возможных резонансов. Наибольший вклад в процесс дефектообразования вносят быстрые нейтроны (с энергией >1 МэВ). Образцом-спутником н.а.а. для определения плотностей потоков быстрых нейтронов является Ni [4]. Он активируется до ⁵⁸Co, по активности которого и определяют плотность потока быстрых нейтронов. Для никеля существуют только две реакции захвата нейтрона, приводящие к возникновению ⁵⁸Co:

На рис. 2 и 3 представлены энергетические зависимости сечений этих реакций [5]. Согласно рис. 2б, реакция (n, p) протекает как раз в интересующем нас диапазоне энергий. Сечение этой реакции на плато составляет десятые доли барн. Согласно рис. 3б, реакция (n, t) начинает протекать при энергии >16 МэВ, а ее сечение составляет десятые доли миллибарн.

Для проведения н.а.а. с высокой точностью применяются лабораторный γ-спектрометр Canberra GC10021 и многоканальный анализатор Lynx. Диапазон регистрируемых энергий рентгеновского и γ-излучения составляет от 40 кэВ до 10 МэВ, хотя используемый в лабораторных исследованиях энергетический диапазон, как правило, не превышает 3 МэВ. Интегральная нелинейность спектрометра Canberra GC10021 составляет 0.025%, что говорит о четком соответствии канал−энергия [6].

Для спектрометра Canberra GC10021 разрешающая способность составляет 1.1 кэВ на линии 122 кэВ и 1.8 кэВ на линии 1332 кэВ.

Для выполнения расчетов плотностей потоков быстрых нейтронов используется эффективное сечение σ_эфф = 92 мб. Это значение рассчитано с учетом соотношения ядер ⁶⁰Ni к ядрам ⁵⁸Ni в используемой для измерений проволоке и интегральных сверток сечений реализуемых реакций. Формула для расчета плотности потока быстрых нейтронов с учетом переходных коэффициентов имеет вид:

где l, см – длина проволоки; σ, мб – эффективное сечение; А_∞, Бк – активность, которую будет иметь ⁵⁸Co при вечном облучении (скорость распада равна скорости образования изотопа); ρ = = 8.47556 г/см³ – объемная плотность спутника; α = 0.000092 г ⋅ 10⁻²⁷/см² − переходной коэффициент.

А_∞ определяется как

где t – время облучения; Т – период полураспада (~71 день для ⁵⁸Со); A_к, Бк – активность ⁵⁸Co на конец облучения.

Активность на конец цикла облучения, согласно закону радиоактивного распада, определяется из измеренной активности спутника и времени от конца облучения до момента исследования образца. Спектр измеренного спутника представлен на рис. 4, положение пика полного поглощения при энергии E_γ = 810.7 кэВ соответствует ⁵⁸Со.

Расчетная плотность потока нейтронов с учетом экспериментально полученных активностей изотопов в зависимости от расстояния до водяного замедлителя реактора представлена на рис. 5. Флюенс определялся путем умножения плотности потока на время облучения.

Как было отмечено выше, средняя мощность реактора постепенно снижалась с 1.85 до 1.55 МВт. Полученные ранее и новые значения плотности потока быстрых нейтронов в сравнении представлены на рис. 6. Согласно рис. 6, среднее абсолютное изменение плотности потока быстрых нейтронов при снижении средней мощности реактора составило 15%. Это значение вполне соотносится с изменением средней мощности реактора. Существенное отклонение на расстоянии ~5 м от водяного замедлителя обусловлено использованием другого нейтроновода внутри облучательной установки.

ХАРАКТЕРИСТИКИ ПОЛЯ ГАММА-КВАНТОВ

Методом Монте-Карло был рассчитан приведенный к одному нейтрону спектр γ-квантов на минимально возможном удалении, ~100 мм, образцов от водяного замедлителя (рис. 7).

При проведении экспериментов с облучением биологических систем и различных полимеров важным вкладом в общую дозовую нагрузку будет являться поглощенная доза γ-излучения. Величина поглощенной дозы определялась при помощи радиохромных дозиметров FWT-60-00, содержащих в нейлоновой матрице лейкокраситель парарозанилин цианид [7], и фотометра FWT-92D фирмы Far West Technology inc. Поглощенная γ-доза в пленке определялась по изменению ее оптической плотности до и после облучения.

Стандартные дозиметры имеют размеры 10 × × 10 мм и толщину ~42.5 мкм. Химический состав (в процентах от массы) дозиметра: 63.7% C, 12.0% N, 9.5% H и 14.8% O. Дозиметр не теряет гибкости и остается простым в обращении, даже после воздействия значительной поглощенной дозы, порядка нескольких десятков мегарад. Данные дозиметры характеризуются небольшим затуханием после облучения, линейным откликом в широком диапазоне доз, минимальной зависимостью от параметров окружающей среды, продолжительным сроком службы. Принцип работы фотометра и дозиметров описан в работах [7, 8]. Измеренные поглощенные дозы γ-излучения, приведенные к мощности поглощенных доз (отношение поглощенной в пленках дозы ко времени облучения), представлены на рис. 8.

В силу ограниченности диапазона измеряемых поглощенных доз γ-излучения дозиметрами FWT-60-00 было проведено моделирование мощностей доз в программе MCNP для остальной части облучательной установки, где измерения уже невозможны. MCNP представляет собой программу, позволяющую моделировать методом Монте-Карло перенос и взаимодействие ионизирующего излучения в конкретных материалах и системах. Результаты расчетов и экспериментальные данные представлены на рис. 9. Как видно, они отлично соотносятся друг с другом.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Представлены текущие характеристики полей ионизирующего излучения и методики их количественной оценки для облучательной установки канала № 3 реактора ИБР-2. Уточнены плотности потоков быстрых нейтронов для мощности 1.55 МВт реактора ИБР-2. Впервые экспериментально получены величины поглощенных доз γ-излучения. Значения, превышающие измеряемый дозиметрами диапазон поглощенных доз, вблизи водяного замедлителя были рассчитаны методом Монте-Карло. Полученные характеристики облучательной установки позволяют пользователям самостоятельно выбирать положения образца с учетом требуемых количественных величин полей ионизирующих излучений.

Облучательная установка позволяет обеспечить широкий диапазон плотностей потоков быстрых нейтронов (6 порядков) и поглощенной дозы γ-излучения (5 порядков) вдоль своей длины, поэтому может быть использована для проведения большого числа экспериментов на радиационную стойкость материалов и систем.

Данная работа была написана при поддержке Минобрнауки РФ № 075-15-2021-1352.