Импульсные источники нейтронов на основе размножающих мишеней мезонной фабрики. Физическое обоснование и оптимизация тема автореферата и диссертации по физике, 01.04.16 ВАК РФ

На правах рукописи

СИДОРКИНС * Федорович

Импульсные источники нейтронов на основе размножающих мишеней мезонной фабрики. Физическое обоснование и оптимизация.

01.04.16 - физика ядра и элементарных частиц

АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата физико-математических наук

На правах рукописи

СИДОРКИН Станислав Федорович

Импульсные источники нейтронов на основе размножающих мишеней мезонной фабрики. Физическое обоснование и оптимизация.

01.04.16 - физика ядра и элементарных частиц

АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата физико-математических наук

Москва 1997

Работа выполнена в Институте ядерных исследований РАН

Официальные оппоненты:

доктор физико-математических наук,

профессор Ю.В.Петров,

доктор физико-математических наук,

профессор В.Ф.Колесов

Ведущая организация: Лаборатория нейтронной физики

Объединенного института ядерных исследований (г. Дубна).

Защита диссертации состоится ' 1997 г. в часов на заседании диссертационного совета Д.003.21.01 в Институте ядерных исследований РАН (117312 Москва, проспект 60-летия Октября, дом 7а).

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке Института ядерных исследований РАН.

Автореферат разослан 1997 г.

Ученый секретарь специализированного совета,

кандидат физико-математических наук -1..—I ■—Б.А.Тулупов

1. Общая характеристика работы.

Актуальность работы.

Импульсные источники нейтронов на основе сильноточных ускорителей протонов средних энергий (0.5 - 1.6 ГэВ) становятся одними из важнейших инструментов исследования вещества: конденсированных сред («80% времени работы ускорителей), ядерной физики (-15-20%) и работ прикладного характера («2-5%). Основное преимущество нейтронных источников такого типа состоит в следующем:

• ядерная безопасность;

• широкий спектр нейтронов от холодных до нескольких сотен МэВ;

• использование в экспериментах время-пролетной методики и изменение временных и частотных характеристик в широких пределах;

• возможность использования ускорителя для широкого круга задач и проведение нескольких разноплановых научных программ одновременно; .

• сравнительно длительный срок работы мишеней и т.д.

В настоящее время в мире работают несколько нейтронных источников на основе протонных ускорителей, составляющих основу национальных и региональных научных центров (КЕК - Япония, LANL, ANL - США, RAL - Англия, PSI - Швейцария, TRIUMF - Канада). Завершается сооружение нейтронного источника Московской мезонной фабрики. Причем такие установки, как IPNS ANL и ISIS RAL изначально создавались в основном, как нейтронные центры.

Начата разработка нейтронных источников нового поколения LPSS LANL - США, KEKS-2 - Япония, ASTRN - Австрия, а также ESS -Западная Европа и OKNL - США с мощностью пучка до 5 Мвт.

Потребность в новых высокоинтенсивных источниках обусловлена прежде всего задачами физики твердого тела, молекулярной физики, химии и биологии, переходом к изучению процессов в динамике, а, следовательно, получением больших объемов физической информации за короткий промежуток времени.

Выбор материалов мишени и ее конструктивные особенности зависят в первую очередь от плотности потока протонов, падающего на мишень, т.е. от средней интенсивности протонного пучка и энергии протонов. При большой плотности тепловыделения временные параметры пучка (частота следования импульсов протонов и их длительность) влияют на стойкость материалов по отношению к динамическим нагрузкам (тепловой удар). Мишени, используемые для производста нейтронов, и материалы можно условно разделить на четыре класса:

• размножающие на основе 235U, 239Pu, 233U, 237Np, усиливающие первичные (spallation) нейтроны, образовавшиеся в подкритической сборке за счет цепной ядерной реакции;

• делящиеся (на основе обедненного или природного урана), обладающие большой делимостью под действием быстрых («1-100 МэВ) нейтронов и каскадных протонов;

• материалы с большой плотностью и атомным весом типа вольфрама, тантала, свинца (в твердом состоянии) и сплавы на их основе;

• жидкометаллические (Hg, эвтектика Pb-Bi, расплавленный РЬ).

Подобная классификация в какой-то мере отражает тенденции, связанные с ростом мощности протонных ускорителей и плотностью тепловыделений в материалах мишени, и, кроме того, эффективность самих материалов (число нейтронов, образовавшихся в протяженной мишени в расчете на один первичный протон и их линейную плотность вдоль направления распространения протонного пучка). Рост плотности тепловыделений в материалах мишеней требует все большей фрагментации активной зоны с целью создания каналов охлаждения. Это увеличивает доли конструкционных материалов и теплоносителя, резко снижает средний атомный вес и плотность мишени, что уменьшает эффективность использования делящихся материалов в отсутствии умножения, либо приводит к отказу от их использования и переходу на такие материалы, как сплавы вольфрама и тантал, обладающие по сравнению с ураном в два раза более низким выходом нейтронов. Дальнейшее увеличение плотности тепловыделений, термомеханических напряжений и динамических нагрузок приводит к идее вращающихся мишеней и жидкометаллическим системам. Кроме того, имеются ограничения, связанные с совместимостью материалов и их физическими свойствами. К настоящему моменту обозначились две тенденции развития импульсных источников нейтронов: а) увеличение интенсивности протонного пучка - создание ускорителей нового поколения с энергией 1 МВт (PSI, KENS-2), 5 МВт (ORSIS, ESS) с вращающимися или жидкометаллическими мишенями, б) повышение светосилы и ресурса мишеней действующих ускорителей, т.е. использование делящихся материалов (сплавы на основе природного и обедненного урана) и размножающих мишеней при ограниченной интенсивности протонного пучка (ММФ, ISIS, IPNS, KENS-1). Анализ

последнего направления применительно к нейтронному источнику Московской мезонной фабрики сделан в диссертации.

Основная цель работы состоит в исследовании, оптимизации и определении условий, обеспечивающих долговременную работу вольфрамовых мишеней, мишеней на основе природного урана и размножающих мишеней.

Научная новизна данной работы заключается в том, что проведены систематические исследования по физико-техническому обоснованию и оптимизации импульсных источников нейтронов на основе силицидов урана, двуокиси плутония для целей нейтронной спектрометрии, а также редкоимпульсного бустера для облучения протяженных объектов. Рассмотрены вопросы, связанные с оптимизацией нейтронного выхода и обеспечением совместимости материалов при создании и эксплуатации вольфрамовых мишеней. Сделан вывод о том, что выход нейтронов из реальной урановой мишени на основе силицидов урана увеличится в 1.35-1.4 раза по сравнению с вольфрамовой мишенью. Поэтому, из-за сравнительно небольшого возрастания эффективности мишень на основе природного урана можно рассматривать как этап на пути к созданию размножающей мишени.

Практическая ценность работы состоит в использовании полученных результатов при разработке различных вариантов нейтронных мишеней и созданием комплекса нейтронных источников Московской мезонной фабрики в соответствии с планом научно-исследовательских работ ИЯИ РАН по теме: "Разработка, создание и пуск в опытную эксплуатацию импульсного источника нейтронов для физических исследований".

Апробация работы.

Полученные в диссертации результаты докладывались на научных семинарах ИЯИ РАН, ЛНФ ОИЯИ, НЦ Курчатовский институт, Всесоюзных и Международных конференциях: International Collaboration on Advanced Neutron Sources (ICANS)-ll, KEK, Jap, 1990; ICANS-12, RAL, UK, 1993; ICANS - 13, PSI, Switzerland, 1995; Intern. Conf. Nuclear Data for Science and Technology, 13-17 May 1991; Intern. Conference on Neutron Scattering in the Nineties, 14-18 January 1985 и др.

По теме диссертации автором опубликовано в соавторстве ~ 24 работы, в том числе 5 статей, 9 докладов в трудах Международных конференций и рабочих совещаний, 6 препринтов, получено 5 авторских свидетельств об изобретениях. Список основных публикаций приведен в конце автореферата.

Объем н структура диссертации.

Диссертация состоит из введения, пяти глав и заключения. Общий объем диссертации 175 страниц, включая 45 рисунков, 10 таблиц и список литературы, содержащий 192 наименования.

2. Содержание работы.

В данной диссертации представлен цикл работ по физико-техническому обоснованию и оптимизации импульсных источников нейтронов на основе силицидов урана, двуокиси плутония для целей нейтронной спектрометрии, а также редкоимпульсного бустера для

облучения протяженных объектов. Затронуты вопросы, связанные с созданием эксплуатацией вольфрамовых мишений.

Во введении кратко рассмотрена актуальность проблемы, история развития нейтронных источников на основе протонных ускорителей, проанализирован зарубежный опыт создания и эксплуатации подобных мишеней, сформулированы цели настоящего исследования и приведен обзор литературы.

В первой главе дан физико-технический анализ использования силицидов урана в качестве материала активной зоны, проведено сравнение с другими урановыми сплавами и вольфрамом. Приведены расчетные параметры и обоснование основных конструктивных и компановачных решений. Дан сравнительный анализ мишеней на основе природного урана, 233и, 23:,и. Рассмотрены жидкометаллические варианты охлаждения мишени, отмечено в связи с этим незначительное увеличение выхода нейтронов и дано объяснение этому явлению.

В разделе 1.1 дано описание центральной части нейтронного источника Московской мезонной фабрики, конструктивные особенности, технические ограничения, функциональное назначение основных элементов, логика принятия решений и т.д. Показана возможная роль размножающей мишени и отмечена необходимость создания единой конструкции урановых мишеней.

В разделе 1.2 рассматриваются особенности использования вольфрамовых пластин и цилиндрических тепловыдяляющих элементов на основе силицидов урана в качестве составляющих мишеней.

Вольфрамовая мишень содержит 25 пластин, изготовленных из чистого XV (содержание примесей а 0,05%). Дистанционирование

элементов осуществляется с помощью выступов, расположенных по краям пластин вдоль направления движения теплоносителя. Для снижения коррозии и совмещения с другими элементами мишени на поверхность вольфрамовых пластин наносится титановое покрытие толщиной ~ 3-5 мкм.

Урановая мишень состоит из стержневых тепловыделяющих элементов с интерметаллидным топливом в виде и^! достехиометрического состава в оболочках из нержавеющей стали. Диаметр оболочки - 8 мм, толщина - 0,3 мм (Рис.1). При выборе материала топливного сердечника и формы тепловыделяющего элемента учитывались: физические характеристики урановых сплавов, имеющих высокую плотность; степень технологической проработанности; испытания топливных элементов в условиях близким к реальным; возможная перспектива развития нейтронного комплекса (переход к размножающей мишени) и опыт эксплуатации урановых мишеней в Аргонской национальной лаборатории США и Резерфор-довской лаборатории Англии. Сделан расчет рабочих температур и дано сравнение с 11-Мо сплавом по скорости коррозии. Сделан вывод о значительно большем соответствии реальным условиям 11-Б1 сплава.

В разделе 1.3 описана конструкция активной зоны, замедлителей, бериллиевого отражателя, декоплера, дистанционирующих элементов.

Входной и выходной коллекторы системы водяного охлаждения активной зоны выполнены в виде системы вертикальных узких щелей из материала, хорошо поглощающего тепловые и эпитепловые нейтроны (Рис.1). Наиболее подходящими по ядерным, технологическим свойствам, а также совместимости с другими

материалами активной зоны, являются гафний, цирконий-гафниевые (до 10 вес.% Н1) и титан-гадолиниевые (от 4 до 36 вес.% вс1) сплавы.

Для дополнительной защиты от коррозии на алюминиевые детали активной зоны с внутренней стороны наносится титановое покрытие. Внутриреакторные . исследования алюминиевых и вольфрамовых образцов, покрытых титаном и цирконием, показали, что эти покрытия устойчивы, совместимы с другими материалами активной зоны и не обнаружили видимых изменений покрытий в течение времени, соизмеримого со сроком эксплуатации мишени.

В разделе 1. 4 приведены результаты нейтронно-физических расчетов и оптимизации. Основной результат этого раздела состоит в следующем. Использование стержневых тепловыделяющих элементов снижает Кп - число первичных нейтронов, рождаемых в мишени в расчете на падающий протон по сравнению с мишенью из пластинчатых элементов из-за увеличения объемных долей теплоносителя и конструкционных материалов. На рис.2 представлена расчетная зависимость коэффициентов конверсии - К„ и умножения - Кт от высоты активной зоны для мишеней на основе и-2.9%Б1 и и-9%Мо. Для сравнения на этом рисунке приведены коэффициенты конверсии для вольфрамовой мишени и сплошного блока природного урана аналогичных размеров. В случае использования стержневых тепловыделяющих элементов с изБ! и ЦМо сплавами с естественным изотопным составом выход нейтронов увеличивается в я 1,35-^1.45 раза по сравнению с мишенью из вольфрама. Аналогичный расчетный коэффициент для сплошного металлического блока урана с плотностью 19.1 г/см3 и вольфрамовой мишени равен а 2.0^-2.1. Мишень КЕЫ5-1, состоящая из четырех практически сплошных блоков урана с небольшим количес-

твом легирующих добавок и минимальным содержанием конструкционных материалов, по составу и конструктивно наиболее близка к сплошному блоку урана, а, следовательно, обладает наибольшей эффективностью. Соответствующий экспериментальный коэффициент для нее равен 1.7. Во всех остальных случаях, по мере возрастания мощности пучка и переходе к пластинчатым тепловыделяющим элементам, он не превышает 1.5. Поэтому из-за сравнительно небольшого возрастания эффективности мишень на основе природного урана можно рассматривать как этап на пути к созданию размножающей мишени. На рис.2 приведен также выход нейтронов в торцевых направлениях в зависимости от высоты активной зоны. Видно, что максимальная плотность быстрых нейтронов обеспечивается при высоте мишени я 5+6 см.

При этом, для размножающей мишени на основе ти коэффициент умножения и 7-г9 также достигается при высоте активной зоны ~ 5+6 см. В этом плане мишень на основе :з'(/ является наиболее сбалансированной по нейтронно-физическим характеристикам в отличии от мишени на основе 2,5и, где такой уровень умножения (Рис.2) может быть достигнут при высоте активной зоны ~ 11ч-12 см.

Рассмотрены конкурирующие факторы, построена зависимость оптимального коэффициента умножения от энергии нейтронов Е, используемых во время пролетных экспериментах, и от среднего времени жизни мгновенных нейтронов деления в активной зоне (Рис.3). Показано, что оптимальный коэффициент умножения снижается с ростом энергии нейтронов, используемых в экспериментах и увеличением среднего времени жизни мгновенных нейтронов деления в активной зоне.

В разделе 1.5 рассмотрены некоторые особенности альтернативного варианта охлаждения мишени. В процессе выработки концепции мишени, оптимизации и подбора материалов рассматривался вопрос об использовании жидкометаллического охлаждения (РЬ-В1 и ва). Щелочные металлы не рассматривались из-за высокой пожароопасности.

Показано, что замена водного теплоносителя на РЬ-В1 или Оа не приводит к какому-либо заметному росту линейной плотности вдоль направления пучка и общего числа первичных нейтронов, рождающихся в активной зоне в расчете на один протон, несмотря на существенное повышение концентрации тяжелых элементов. Это связано с дополнительными ионизационными потерями энергии первичным пучком и каскадными протонами, 'а также снижением в расчете на один первичный протон числа неупругих процессов на уране за счет РЬ-В1 или Са. Поскольку в процессе развития внутриядерного каскада ядра урана обладают значительно большим выходом нейтронов за счет высокой делимости по сравнению с свинцом, то даже незначительное снижение потока каскадных адронов и их средней энергии приводит к снижению выхода нейтронов на уране, что не в полной мере компенсируется теплоносителем. На рис.4 показан полный выход нейтронов из мишени высотой « 70 мм с концентрациями элементов, соответствующими треугольной упаковке стержневых тепловыделяющих элементов диаметром 5+13 мм, с оболочкой толщиной 0.3 мм, зазором между ними 0.4 мм, с естественным изотопным составом 1)-9%Мо сплава. Для сравнения, на этом рисунке показан выход нейтронов из мишени с нитридным топливом (ЦЫ, р = 13,5 г/см3) и галлиевым теплоносителем. ЦЫ - топливо повышенной плотности - наиболее реальный кандидат с точки зрения совместимости

с жидкометаллическими теплоносителями (Pb, Pb-Bi, Ga). Расчеты проводились по программе SHIELD. Видно, что в случае U-Mo сплава разница в выходе первичных нейтронов составляет в среднем « 0.5-^0.7 n/р в интересующем нас интервале концентраций элементов активной зоны.

Затронуты вопросы устойчивости гидродинамического режима в параллельно охлаждаемых каналах теплонапряженной мишени и использования жидкостных регулирующих добавок для предотвращения локального изменения спектра и возможного увеличения реактивности в случае частичной замены топлива на воду.

Сделан вывод - на данном этапе развития нейтронного комплекса не видно существенных причин для использования жидкометалличе-ского охлаждения.

Во второй главе на примере трех протонных ускорителей: Института физики высоких энергий, Московской мезонной фабрики, и проекте Московской каонной фабрики рассмотрены возможности использования протонных пучков для накачки лазерно-активных сред как прямым пучком, так и с использованием заряженных продуктов ядерных реакций инициированных нейтронами, произведенными в цилиндрической мишени на основе высокообогащеннного урана.

В разделе 2.1 представлены характеристики пучков протонов и результаты расчетов коэффициента конверсии - К„.

ММФ представлена двумя технически проработанными вариантами накопителя-группирователя, которые способны накапливать разное число макроимпульсов линейного ускорителя для однооборотной инжекции на мишень -пи имеют разную длительность вывода. Для ускорителя ИФВЭ все характеристики мишеней приведены для одного

микробанча (Т3 » 25 не, « 5- 1012р), что составляет 1/30 часть макроимпульса ускорителя. Аналогично, для МКФ расчеты даны применительно к одному из четырех сгустков протонов одновременно находящихся на орбите (Т5« 1.1 мке, Ыр » З.Ы013р).

В разделе 2.2 для сравнения приведена оценка энерговыделения в лазерных средах от прямых протонных пучков. Сильноточные протонные пучки средней энергии, направленные вдоль лазерной трубки, позволят возбудить лазерную среду протяженностью « 1+3 м, а при дополнительной фокусировке и выше. Однако, для того, чтобы с помощью сильноточного протонного пучка средней или высокой энергии получить в газовых средах удельные энерговыделения на уровне « 105ч-106 Вт/см3 (р ~ 105-И0б Па)- в основном за счет ионизационных потерь, поперечный размер пучка должен составлять несколько миллиметров (Рис.56). Так, при однооборотном выводе пяти макроимпульсов ускорителя и применении гелия в лазерной кювете в качестве буферного газа диаметр пучка не должен превышать 6+7 мм.

В разделе 2.3 рассмотрены особенности нейтроных мишеней. Из-за недостаточной интенсивности протонных ускорителей, большого (> 5) коэффициента неравномерности энерговыделения в материалах мишени, приводящего к срыву генерации, и небольших линейных размерах(~ 30 см) практически невозможно использовать мишени на основе РЬ, 238и. Увеличение линейного размера мишени и, соответственно, лазерной кюветы до Н ^ 1 м в целях изучения генерации при низких коэффициентах усиления в лазерных средах, снижения аксиального коэффициента неравномерности нейтронного потока и моделирования ряда процессов, необходимых для создания мощных лазеров с ядерной накачкой, требует перехода к

размножающим мишеням. Такая мишень может представлять собой полый составной цилиндр из высокообогашенного урана с коэффициентом умножения Кт « 10-И 00 и внутренним каналом диаметром 3-ИО см (Рис.5а). Ограничивающим фактором также, как и в случае импульсных реакторов, является стойкость активной зоны по отношению к динамическим нагрузкам и температуре. Однако, в отличии от импульсного реактора типа Годива, обладающего наиболее короткой длительностью импульса быстрых нейтронов и 30 мкс, размножающая мишень будет превосходить его по пиковому потоку быстрых и промежуточных нейтронов, по крайней мере в « 102 раз, из-за значительно более короткой длительности импульса (= 300-^500 не). В этом случае пиковый поток быстрых и промежуточных нейтронов может превысить 1021 н/см2-с, а соответствующий удельный энерговклад от этих нейтронов в лазерной среде составит от « 105 Вт/см3 для г Не (р » 5-10 Па) до 107 Вт/см3 для (р « 10б Па), что

сравнимо или выше аналогичной характеристики достигнутой на тепловых нейтронах (Рис.6,7).

За счет выбора толщины замедлителя, окружающего лазерную кювету, возможно изменение спектра нейтронов в экспериментальном канале в широких пределах (от теплового - Еп ~ 0,025 эВ, до быстрого -Еп « 1,4-4-1,6 МэВ, где Еп - средняя энергия нейтронов в спектре). Это значительно расширяет экспериментальные возможности установки. Импульсный поток тепловых нейтронов в этом случае может превысить 1018 н/см2-с, а, соответственно, удельное энерговыделение составит (104107) Вт/см3 в зависимости от состава и давления лазерно-активной среды.

Рассмотрены вопросы ядерной безопасности и особенности регулирования при использовании ловушки тепловых нейтронов. Дано сравнение с быстрыми импульсными реакторами.

С помощью уравнений одноточечной кинетики ядерного реактора и экспериментальных данных по простым критическим сборкам рассчитаны основные геометрические размеры мишени и импульсные характеристики в зависимости от величины коэффициента умножения Кт> числа макроимпульсов ускорителя п, накопленных в накопителе-группирователе мезонной фабрики и радиуса центрального канала. Аналогичные зависимости получены для пикового потока и длительности импульса на внешней поверхности мишени (Рис.6,7).

Проведено сравнение с мишенью на основе 233 . Отмечено,что при одинаковых длинах активных зон и равных средних подогревах топлива за импульс мишень на основе г"и содержит значительно меньшее количество делящегося материала, чем мишень на основе 2"и и при короткой длительности импульса протонов (ИФВЭ, НГ ММФ) в несколько раз превышает последнюю по пиковому потоку за счет меньшего периода активной зоны - т-Кт. При большей длительности импульса протонов Т5 > т-Кт (бустер МКФ, МКФ) пиковый поток в мишени из 235и выше за счет более низкого сечения деления в сравнении с ш1/.

Рассмотрены другие особенности таких мишеней, требования к накопителю-группирователю протонного пучка и условиям ввода пучка в мишень, возможная программа исследований. Отмечено, что подобные характеристики невозможно получить с помощью импульсных реакторов и мишеней с "подсветкой" от сильноточных электронных ускорителей.

В третьей глпве методом разложения потока каскадных нуклонов по интегралам неупругих столкновений рассчитаны функции распределения первичных источников нейтронов и коэффициенты конверсии в слоистых средах в расчете на один падающий протон с энергией 600 МэВ. Расчеты проводились в приближении "прямо вперед". Предложен простой метод расчета ценности нейтронов источника относительно ценности нейтронов деления при гауссовском распределении плотности тока протонов по сечению пучка для быстрых активных зон в виде параллелепипеда и цилиндра.

Отмечено резкое падение коэффициента конверсии с увеличением объемных долей конструкционных материалов и теплоносителя. Показано, что ценность нейтронов источника относительно ценности нейтронов деления в области энергий первичных протонов Ер < 650 МэВ может быть представлена в виде двух сомножителей, а абсолютное значение может достигать я 1.7. В первый сомножитель входят только пространственные переменные, во второй - энергетические, и в практических расчетах его можно считать равным единице.

При наличии ограничений на плотность пучка протонов при вводе его через боковую поверхность активной зоны получены оптимальные условия ввода пучка в мишени, при которых ценность первичного источника нейтронов относительно ценности нейтронов деления максимальна. Изложенный метод реализован в быстродействующей многопараметрической программе, использующей в качестве входных данных результаты расчетов мишени на критичность .

В четвертом главе предложена физическая модель, позволяющая последовательно оптимизировать режим работы источника, форму активной зоны, ее состав, замедлители. Получены оптимальные соотно-

шения, связывающие между собой интенсивность внешнего источника, коэффициент умножения, длительность импульса, форму активной зоны и другие параметры с учетом физических ограничений.

В разделе 4.1 (введении) сделан краткий обзор основных режимов вывода протонного пучка из ускорителя, накопителя-группирователя и обсуждаются особенности системы транспортировки протонного пучка, принятые в экспериментальном комплексе Московской мезонной фабрики.

В разделе 4.2 сформулированы основные общие требования к размножающим мишеням, используемым для время-пролетной нейтронной спектрометрии.

В разделе 4.3. исходя из данных предыдущего раздела, сформулированы основные допущения принятые при расчете и оптимизации размножающих мишеней, такие как: использование одноточечной модели кинетики; распределение потока нейтронов по собственной функции; пропорциональность между потоком замедленных нейтронов в направлении на образец и плотностью утечки быстрых нейтронов с поверхности активной зоны и др.

На основании принятых допущений получены основные функциональные зависимости различных моментов критериев качества импульсного источника нейтронов от основных параметров мишени и определена последовательность оптимизации.

В разделе 4.4 проведена оптимизация режимов работы размножающей мишени. Определены оптимальные соотношения между длительностью импульса протонного пучка, коэффициентами умножения, импульсом нейтронов и мощностью мишени. Отдельно рассмотрены режимы работы с накопителем-группирователем и ускорителем.

В разделе 4.5 в рамках одногрупповой диффузионной теории изучено влияние формы активной зоны (отношение высоты к диаметру) на качество импульсного источника нейтронов. Получены уравнения, связывающие основные параметры мишени с формой зоны, вычислены его оптимальные значения. Сделаны сравнения с активной зоной минимального объема по коэффициенту умножения и критической загрузке делящимся материалом. Отдельно анализировались варианты: работа с накопителем-группирователем, работа с ускорителем, учитывалось влияние параметров внешнего замедлителя. Сделан вывод о том, что при работе с тепловыми нейтронами лучшими характеристиками будет обладать удлиненная активная зона с отношением высоты к диаметру « 1.3-1.5. Для работ с быстрыми нейтронами эта величина близка к единице.

В пятой главе на примере размножающей мишени на основе двуокиси плутония оптимизирован состав активной зоны. При этом учитывалиссь возможные варианты конструкции активной зоны, когда тепловыделяющие элементы могут быть конструктивно объединены в тепловыделяющие сборки или устанавливаться отдельно. Отдельно проанализированы характеристики мишени с накопителем-группирователем и без него. Описаны конструкции нейтронного источника, регулятора, аварийной защиты и физические особенности, связанные с использованием легководного теплоносителя в быстрой активной зоне.

В разделе 5.1 дано описание основных конкурирующих факторов, определяющих оптимальный состав и мощность мишени, а также технических, физических и технологических ограничений. Обоснованы пределы изменения концентраций материалов.

В разделе 5.2 подробно описана процедура поиска опти-мальнного состава мишени. Дана краткая характеристика программ.

В разделе 5.3 приводятся результаты тестирования расчетных программ и систем констант. Эффективность используемых методов проверялась с помощью расчета урановых и плутониевых водородосо-держащих критических сборок. В большинстве случаев наблюдалось я 25% систематическое расхождение в результатах расчета среднего времени жизни мгновенных нейтронов деления в сторону уменьшения. Результаты расчета на критичность совпадают с точностью 0.5-1.7%. Тепловой расчет опирался на экспериментальные данные по исследованию теплопередачи в тесных решетках иммитаторов твэл (1.01 < э/с! < 1.02), а предельный подогрев топлива за импульс выбирался исходя из прямых экспериментов с тепловыделяющими элементами реактора ИБР-2.

В разделе 5.4 приводятся результаты расчета основных физических характеристик и сформулированы выводы. Представлены графические зависимости:

• объема активной зоны;

• среднего времени жизни мгновенных нейтронов деления;

• средней тепловой мощности;

• оптимального коэффициента умножения;

• максимального подогрева топлива за импульс и длительности импульса вспышки активной зоны от объемной доли топлива.

Исследована зависимость критерия качества от объемной доли топлива, параметров замедлителя, частоты следования импульсов как при использовании накопителя-группирователя, так при вводе пучка непосредственно из ускорителя (Рис.8).

В разделе 5.5 представлены конструктивные особенности и физико-технические характеристики импульсного источника нейтронов на основе двуокиси плутония с водяным охлаждением. При этом состав активной зоны выбирался близким к оптимальному в соответствии с данными предыдущего раздела. Сформулированы требования к регулятору и аварийной защите, исходя из физических особенностей быстрых водоохлаждаемых сборок. Дается описание высокоэффективного регулятора и аварийной защиты, конструктивно совмещенной с тонким декоплером. Последнее обстоятельство максимально приближает замедлители к активной зоне и увеличивает качество источника.

3. Основные результаты диссертации, представляемые к защите.

• Проведено физико-техническое обоснование использования силицидов урана в качестве материала повышенной плотности для нейтронного источника Московской мезонной фабрики. Дано сравнение с другими урановыми сплавами.

• Осуществлен подбор материалов мишени и дано обоснование их совместимости. Рассмотрены основные физические и конструктивные особенности размножающих мишеней.

• Оптимизирован нейтронный выход, размеры и состав мишеней на основе вольфрама, силицидов урана и уран-молибденового сплава. Дано сравнение со сплошным блоком природного урана.

• Сделан вывод о том, что выход нейтронов из реальной урановой мишени на основе силицидов урана увеличится в 1.35-1.4 раза по сравнению вольфрамовой мишенью. Поэтому, из-за сравнительно

небольшого возрастания эффективности, мишень на основе природного урана можно рассматривать как этап на пути к созданию размножающей мишени.

• Оптимизированы режимы работы размножающей мишени.

• Изучено влияние формы активной зоны на качество источника.

• Вычислены методом разложения по интегралам неупругих столкновений пространственное распределение и абсолютные значения внешнего источника нейтронов в зависимости от состава мишени. Получены условия его максимальной эффективности (ценности).

• Проведено физическое обоснование и вычислены основные ней-тронно-физические характеристики бустера для облучения протяженных объектов. Показано, что в канале протяженной (1.0-1.5м) цилиндрической мишени на основе 90% 235и пиковая плотность потока быстрых нейтронов может превысить и 1021н/см2с при длительности импульса «0.5 мкс (на внешней поверхности «Ю20 н/см2-с). Проанализированы особенности таких мишеней, требования к нако-пителю-группирователю протонного пучка, возможная программа исследований. Отмечено, что подобные характеристики практически невозможно получить с помощью импульсных реакторов и размножающих мишеней с "подсветкой" от сильноточных электронных ускорителей.

• Проведены физические расчеты и оптимизация состава размножающей мишени на основе двуокиси плутония с коэффициентом умножения ~ 100. Предложены конструкции высокоэффективного регулятора и аварийной защиты.

4. Список основных публикаций

1. S.F.Sidorkin, A.D.Dementyev, V.G.Miroshnichenko, et al. Pulsed neutron source on the basis of uranium target at the Moscow meson factory. Nucl. Inst. & Method in Physics Research, A3 70 (1996)

2. A.D.Dementyev, V.G.Miroshnichenko, S.F.Sidorkin, et al. Tangsten and Uranium Targets for The Moscow Meson Factory, ICANS-13, PSI, Switserland, 1995.

3. E.A.Koptelov,.....,S.F.Sidorkin,....., et al. On the possibility of 600 MeV

protons using for search of radiation damage of thermonuclear reactor materials. Plasma Devices and Operation, v.l, (1993) p.143.

4. S.F.Sidorkin, V.I.Derzhiev, S.I.Yakovenko. On the possibility of using middle and high energy proton beams to study nuclear pumped lazers. Nucl. Inst. & Methods in Physics Research, A306 (1991) p.240-246.

5. С.Ф.Сидоркин, В.И.Держиев, С.И.Яковленко. Использование протонных пучков средней и высокой энергии для накачки лазеров. Атомная энергия, т.71, 1991, стр. 436-443.

6. М.А.Орлова, С.Ф.Сидоркин. Расчет глубины проникновения тепловых атомов водорода в твердую мишень. Вестник Московского ун-та. сер.2 химия, 1982, т.23, N 2, стр.120-124.

7. M.I.Grachev,...,S.F.Sidorkin,... .Complex of Intensive Pulse Neutron Sources of Moscow Factory for Time-of-Flight Experiment. Proc. of Intern. Conf. Nuclear Data for Science and Technology. 13-17 May 1991, p.490.

8. С.Ф.Сидоркин. Расчет коэффициента конверсии и эффективности внешнего источника нейтронов для размножающей нейтронной мишени. Препринт ИЯИ РАН N 0445, 1986.

9. С.Ф.Сидоркин. Оптимальные режимы работы и форма активной зоны размножающей импульсной нейтронной мишени. Препринт ИЯИ РАН N0545, 1987.

10.С.Ф.Сидоркин. Расчет оптимальных характеристик активной зоны размножающего импульсного источника нейтронов. Препринт ИЯИ РАН N0576, 1988.

11.Н.В.Колмычков,...,С.Ф.Сидоркин,... Бустер-умножитель для исследований с медленными нейтронами. Труды второго Всесоюзного семинара. Программа экспериментальных исследований на мезонной фабрике ИЯИ РАН, 1982, стр.271.

12.A.D.Dementyev,.., S.F.Sidorkin,... Pulsed Neutron Source of Moscow Meson Factory on the Base of Uranium Targets. ICANS-12, RAL, V.2 (1993), T-71.

13.M.I. Grachev,.....,S.F.Sidorkin,.... Pulsed Neutron Source of Moscow

Meson Factory. ICANS-12, RAL, V.2 (1993), T-53.

14.А.И.Исаков,....С.Ф.Сидоркин,... Многофункциональный нейтронный спектрометр для интенсивного импульсного источника нейтронов Московской мезонной фабрики. Препринт ФИАН N 18, 1994. (Физика твердого тела. Нейтронно-физический отдел).

15.С.Ф.Сидоркин, Ю.Я.Стависский. Размножающие нейтронные мишени на основе протонного пучка мезонной фабрики. Труды 5-го Всесоюзного семинара. Программа экспериментальных исследований на мезонной фабрике ИЯИ АН СССР, 1987, стр.38-42.

16.А.П.Бовин,...С.Ф.Сидоркин,... Автор, свидетельство N 793165 (1980).

17.С.Ф.Сидоркин,.... Автор, свидетельство N 997558 (1982).

18.Ю.М.Булкин,...С.Ф.Сидоркин,... Автор, свидетельство N 950062 (1982).

а

Рис.1 Схема центральной части импульсного источника нейтронов: 1 -нижний замедлитель, 2 - декоплер, 3 - активная зона, 4 - вход и выход теплоносителя, 5 - верхний замедлитель, 6 - фрагмент отражателя замедлителя, 7 - слой гадолиния, 8 - сменная ТьСс! вставка верхнего замедлителя, 9 - Ве пробка, 10 - тепловыделяющий элемент.

1 1 I - * 11.1111111 out 2 sides -

- ■ full yield -

- О source

b _

- a -

-

т п

\

1 X 4 _

-U3Si 1 1 I 1 1 1 1 1 1 Д 1 t i i i

Рис.2. Расчетный выход нейтронов на один протон с энергией 600 МэВ для V/ мишени, сплошного блока природного урана, мишеней из и-2.9%$\ и и-9%Мо, и коэффициенты умножения для размножающих мишеней в зависимости от высоты активной зоны. Отдельно показан выход нейтронов с поверхностей, примыкающих к верхнему и нижнему замедлителям.

Й О -t-j сЗ О

• »-Н

"Он

• r—t

20

15

I 10

d В

Он

о

о

10° 101 102 Ю3 ю4 ю5

Neutron energy, eV

Рис.3. Зависимость оптимального коэффициента умножения от энергии нейтронов, используемых в экспериментах по времени пролета при работе с накопителем-группнрователем и среднего времени жизни мгновенных нейтронов деления. Горизонтальными линиями показаны предельные коэффициенты умножения для 25, 33, 50 pps.

5

20

а

-15

1111111111

т

ТТ 1~Г'*' м М i гт-гтт-г 1

• 1-Н

>>

tí о

м

|ю

И,

"-5 -

.л-'

■ 11,1,1

■ - и 9%Mo,Pb-Bi о - U 9%Mo,Ga о - U 9%Мо,Н20 □ - U N,Ga

i i i i > i i i i i i i

| i i i t í i i i i I i i i » I i i i i I

'»'iiiiii

4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14

тт

Рис.4. Влияние вида теплоносителя и диаметра цилиндрических тепловыделяющих элементов на число первичных нейтронов, образующихся в мишени размером 7.0x19.88x21.1 см в расчете на один протон с энергией 600 МэВ. Состав мишени соответствует треугольной упаковке тепловыделяющих элементов на основе 11-9%Мо с природным изотопным составом, оболочкой 0.3 мм из нержавеющей стали, зазор между элементами 0.4 мм. Для сравнения показан выход нейтронов из мишени с сердечниками из нитрида урана с галлиевым теплоносителем.

По

а

Ьсо

\

Р

т

М2

Рис.5 Схема установки для экспериментов по ядерной накачке лазеров при использовании в качестве ионизатора: а) заряженных продуктов ядерных реакций, инициированных нейтронами (I - лазерная трубка, 2 -размножающая мишень, С) - устройство, обеспечивающее формирование пучка в плоскости мишени с параметрами (2-стх)1/2 » 0,5-Н, (2-сту)"2 и 0,8-11; б) сильноточного первичного пучка протонов с параметрами (2-СТх)"2 = (2-сту)"2 и (0,003 -г 0,005)м на участке длиной и 1 м между двумя дипольными магнитами М] и Мг.

Рис.6 Длина мишени - Н без внутреннего канала в зависимости от коэффициента умножения - Кт и числа макроимпульсов ускорителя - п, накопленных в НГ ММФ при однооборотном выводе на мишень. Здесь и в дальнейшем сплошные линии относятся к мишени из "5и, пунктирные - к 535и, Р - доля запаздывающих

Рис.7 Усредненная по длине пиковая плотность потока быстрых нейтронов - Фреак в центре активной зоны без канала в зависимости от коэффициента умножения - Кт.

Рис.8 Зависимость критерия качества - Ш'" размножающего импульсного источника нейтронов (в относительных единицах) с наружными водяными замедлителями в виде пластин различной толщины от объемной доли топлива -у^ и параметров замедлителя -

Тт и а для различных частот повторения импульсов - Г (5-ЗОГц). Сплошные линии - ввод пучка из накопителя, пунктирные - ввод из ускорителя.