Optimization of the parametrs of IRT-T reactor neutron fields when creating a facility for radiatoin testing of electron.pdf Введение К компонентной базе электронных приборов, эксплуатирующихся в условиях повышенного радиационного фона, предъявляются особенно высокие требования к надежности и продолжительности функционирования. В связи с этим существует необходимость в расширении экспериментальной базы для проведения исследований на радиационную стойкость. Кроме того, все сертифицированные установки для радиационных испытаний находятся в Европейской части России, что создает дополнительные трудности для заказчиков из удаленных регионов страны. Исследовательский ядерный реактор ИРТ-Т обладает большим набором технических средств для решения различных научно-технических задач по созданию и развитию новых установок в сфере радиационных и ядерных технологий. Реактор оборудован горизонтальными и вертикальными экспериментальными каналами и при работе на мощности 6 МВт максимальная плотность потока тепловых нейтронов составляет 1.4•1014 см-2•с-1, быстрых - 2.8•1013 см-2•с-1 [1]. На рис. 1 представлена схема реактора ИРТ-Т. Рис. 1. Схема реактора ИРТ-Т: 1 - стержни регулирования; 2 - 8-трубные ТВС; 3 - 6-трубные ТВС; 4 - горизонтальные экспериментальные каналы; 5 - вертикальные экспериментальные каналы; 6 - бериллиевые блоки; 7 - экспериментальные каналы с водой; 8 - ГЭК-6 Таким образом, на исследовательском ядерном реакторе ИРТ-Т имеется большой потенциал для проведения и развития исследований в области создания пучков выведенных нейтронов для изучения радиационной стойкости различных материалов, отработки методик физических измерений и калибровки детекторов нейтронов. Кроме того, на базе реактора ИРТ-Т развиваются научно-исследовательские работы по созданию технологий радиационного воздействия нейтронного излучения для целей медицины, космической и военной промышленностей. Для проведения таких исследований на базе горизонтального экспериментального канала (ГЭК-6) реактора ИРТ-Т создана установка для испытания на радиационную стойкость изделий электронной техники. Установка представляет собой металлическую штангу, которая дистанционно закатывается электродвигателем в экспериментальный канал реактора и позволяет помещать облучаемый образец в выведенный пучок нейтронов на определенное расстояние от активной зоны реактора для набора необходимого флюенса. Диаметр канала составляет 10 см. Нейтронно-физические расчеты проводились с помощью аттестованного программного средства MCU-PTR (Аттестационный паспорт ПС № 393 от 14.07.2016 г., выданный экспертным советом по аттестации программных средств при Ростехнадзоре). В данном пакете использовалась модель реактора ИРТ-Т, которая воспроизводит все экспериментальные каналы аппарата максимально приближенными к реальным прототипам [2]. В ходе работы был рассчитан и экспериментально измерен спектр нейтронов в ГЭК-6 реактора ИРТ-Т. Произведено сравнение модифицированного спектра ГЭК-6 реактора ИРТ-Т со спектром реактора БАРС-4, а также рассмотрено влияние фильтра тепловых нейтронов на ядерно-физические характеристики спектра. 1. Расчет плотности потока нейтронов в ГЭК-6 реактора ИРТ-Т На первом этапе была рассчитана плотность потока нейтронов в ГЭК-6 реактора ИРТ-Т для сравнения с результатами эксперимента, проведенного специалистами ВНИИФТРИ. На рис. 2 показано сравнение спектров в ГЭК-6, полученных в MCU-PTR и в результате реального эксперимента по методике ВНИИФТРИ. Рис. 2. Сравнение спектров в ГЭК-6 реактора ИРТ-Т Из рис. 2 видно, что оба спектра имеют похожую форму, однако в спектре, полученном в результате реального эксперимента по методике ВНИИФТРИ, в диапазоне энергий от 0.1 до 0.6 МэВ регистрируется значительный всплеск. Значение плотности потока нейтронов в данном энергетическом интервале на 60% превышает значение, полученное в пакете MCU-PTR. Это может быть вызвано сбоем в работе регистрирующей аппаратуры или человеческим фактором. Известно, что для радиационных испытаний особый интерес представляют нейтроны с энергией больше 0.1 МэВ. Поэтому для снижения влияния нейтронов с меньшей энергией в точке облучения смоделирован кадмиевый фильтр в форме пенала длиной 10 см и толщиной 2 мм. На дно пенала помещен карбид бора толщиной 1 см. На рис. 3 приведены результаты влияния кадмиевого фильтра на спектр. Использование кадмиевого фильтра данной геометрии позволило оптимизировать условия облучения, значительно снизив поток нейтронов в тепловой области. Рис. 3. Влияние кадмиевого фильтра 2. Сравнение спектра нейтронов реактора ИРТ-Т со спектром реактора БАРС-4 Импульсный реактор БАРС-4, находящийся в АО «Научно-исследовательский институт приборов», является сертифицированной установкой для проведения испытаний материалов на радиационную стойкость [3]. На рис. 4 показано сравнение нейтронных спектров ректоров ИРТ-Т и БАРС-4. Рис. 4. Сравнение спектров реактора ИРТ-Т и БАРС-4 Использование установок подобного типа сопряжено с высокой стоимостью исследований и большими временными затратами, поскольку необходимо проводить воздействия в диапазоне нескольких порядков флюенсов. Таким образом, была поставлена задача добиться подобия характеристик спектра нейтронов ГЭК-6 реактора ИРТ-Т спектру реактора БАРС-4 в области высоких энергий. На рис. 5 представлено сравнение модифицированного кадмиевым фильтром спектра реактора ИРТ-Т и спектра реактора БАРС-4. Исходя из графика, можно сказать, что модифицированный кадмиевым фильтром спектр ГЭК-6 реактора ИРТ-Т имеет схожую форму со спектром реактора БАРС-4. Данный вывод подтверждают и результаты расчетов средних энергий спектров. Для ГЭК-6 ИРТ-Т средняя энергия спектра равна 1.288 МэВ, для БАРС-4 - 1.215 МэВ. Следовательно, можно сделать заключение, что на реакторе ИРТ-Т создана установка для исследований на радиационную стойкость материалов в широком диапазоне флюенса нейтронов. Более того, исследования на этой установке сокращают временные и финансовые затраты на исследования. Рис. 5. Сравнение модифицированного спектра реактора ИРТ-Т и спектра реактора БАРС-4 Заключение Первостепенной задачей данной работы было создание установки для радиационных испытаний изделий электронной техники. Для этого необходимо было модифицировать нейтронное поле в ГЭК-6 реактора ИРТ-Т таким образом, чтобы добиться подобия его параметров с нейтронным полем импульсного реактора БАРС-4 в области высоких энергий. На первом этапе были выполнены расчет спектра нейтронов в ГЭК-6 и сравнение полученных результатов с результатами, взятыми из реального эксперимента, проведенного специалистами ВНИИФТРИ. Это позволило сделать выводы о точности расчетов с помощью программного средства MCU-PTR. Моделирование кадмиевого фильтра тепловых нейтронов в точке облучения образцов показало, что фильтр данной геометрии значительно снижает поток тепловых нейтронов и оптимизирует условия облучения. Сравнительный анализ позволил сделать вывод, что характеристики модифицированного нейтронного спектра реактора ИРТ-Т соответствуют характеристикам импульсного реактора БАРС-4. Таким образом, существуют все предпосылки для развертывания на реакторе ИРТ-Т исследований по влиянию быстрых нейтронов на изделия электронной техники. В рамках коллаборации с НИИПП была проведена успешная серия пробных облучений. Поиск альтернативы кадмию в связи с его высокой наведенной активностью при облучениях на больших значениях флюенсов нейтронов является приоритетным направлением дальнейших исследований.

Скачать электронную версию публикации