RU2022382C1

RU2022382C1 - Method of irradiating materials by neutrons

Info

Publication number: RU2022382C1
Application number: SU4924984/25A
Authority: RU
Inventors: Л.А. Ирдынчеев; А.М. Малофеев; Е.С. Фрид
Original assignee: Научно-исследовательский институт стали
Priority date: 1991-04-04
Filing date: 1991-04-04
Publication date: 1994-10-30

Abstract

FIELD: nuclear engineering. SUBSTANCE: neutrons from the source are passed through retarder and additional retarder, which is shifted relatively the first retarder and article under radiation. Speed of the additional retarder is chosen from the condition of providing of preset energy of irradiating neutrons. EFFECT: improved efficiency. 2 cl, 3 dwg

Description

Изобретение относится к ядерной технике и предназначено для облучения образцов материалов нейтронами при исследовании состава образцов по величине и параметрам их наведенной радиоактивности. The invention relates to nuclear engineering and is intended for irradiation of samples of materials with neutrons in the study of the composition of the samples in magnitude and parameters of their induced radioactivity.

Оно может быть использовано также для осуществления интенсивного деления вплоть до возникновения цепной ядерной реакции в делящемся материале при значительно меньшей критической массе делящегося вещества по сравнению с традиционным способом деления. (Например, когда используется только замедлитель или отражатель нейтронов). It can also be used to carry out intense fission up to the appearance of a nuclear chain reaction in fissile material with a significantly lower critical mass of fissile material compared to the traditional fission method. (For example, when only a moderator or neutron reflector is used).

Известен способ облучения материалов нейтронами, при осуществлении которого дополнительный замедлитель, находящийся в вакуумной камере, благодаря бесконтактному подвесу имеет возможность перемещения по замкнутой траектории, не касаясь стенок камеры [1]. A known method of irradiation of materials with neutrons, in which an additional moderator located in a vacuum chamber, due to non-contact suspension has the ability to move along a closed path without touching the walls of the chamber [1].

Общепринятым, традиционным способом облучения образцов материалов является их облучение в экспериментальных каналах ядерного реактора, на нейтронных генераторах, изотопных источниках и т.д., т.е. тогда, когда источник нейтронов и облучаемая мишень практически неподвижны [2]. The generally accepted, traditional way of irradiating samples of materials is to irradiate them in the experimental channels of a nuclear reactor, on neutron generators, isotope sources, etc., i.e. then, when the neutron source and the irradiated target are practically motionless [2].

В большинстве практических случаев для получения большего эффекта облучения необходимым является облучение материала нейтронами с такой энергией, которая совпала бы с какой-нибудь энергией его резонансного взаимодействия. In most practical cases, to obtain a greater effect of irradiation, it is necessary to irradiate the material with neutrons with such energy that would coincide with some energy of its resonant interaction.

Такое облучение трудновыполнимо, поскольку требует высокоинтенсивного нейтронного источника с энергией в области резонанса. В то же время, в наиболее выгодном для достижения этой цели диапазоне энергий нейтронов (от 0,025 до 10000 эВ) практически полностью отсутствуют высокоинтенсивные моноэнергетические источники нейтронов. Such irradiation is difficult because it requires a high-intensity neutron source with energy in the resonance region. At the same time, in the most favorable neutron energy range (from 0.025 to 10,000 eV) to achieve this goal, high-intensity monoenergetic neutron sources are almost completely absent.

Целью изобретения является обеспечение возможности регулирования энергии замедленных нейтронов и повышение эффективности облучения для материалов, имеющих резонансное поглощение при энергии Е_рез.The aim of the invention is to provide the ability to control the energy of delayed neutrons and increase the irradiation efficiency for materials having resonant absorption at an energy of E _res .

Цель достигается за счет того, что в предлагаемом способе облучения образца материала испускаемые нейтронным источником быстрые нейтроны предварительно замедляются до тепловых энергий в основном замедлителе, а затем начинают перемещать дополнительный замедлитель, который расположен внутри основного замедлителя в непосредственной близости от облучаемого материала, но находится в вакуумной камере и благодаря бесконтактному подвесу имеет возможность перемещаться по замкнутой траектории, не касаясь стенок камеры, с такой относительной линейной скоростью, чтобы энергия движущихся с этим замедлителем и находящихся с ним в тепловом равновесии нейтронов, образовавшихся от ускорения падающих на него тепловых нейтронов из основного замедлителя и замедленных в нем эпитепловых нейтронов нейтронного источника, стала равной требуемой величине энергии. The goal is achieved due to the fact that in the proposed method of irradiating a material sample, fast neutrons emitted by a neutron source are preliminarily decelerated to thermal energies in the main moderator, and then they begin to move an additional moderator, which is located inside the main moderator in the immediate vicinity of the irradiated material, but located in a vacuum due to the non-contact suspension, it can move along a closed path without touching the walls of the camera, with such a relative second linear velocity, the energy of moving with this retarder and with it being in thermal equilibrium neutrons generated from the acceleration incident on it from the core the thermal neutron moderator and delayed therein epithermal neutrons the neutron source has become equal to the desired value of the energy.

Тепловые нейтроны, образовавшиеся в движущемся дополнительном замедлителе, покидая его, будут падать на рядом расположенный облучаемый материал со скоростью, равной сумме скоростей их теплового движения и линейной скорости движущегося замедлителя. Thermal neutrons formed in a moving additional moderator, leaving it, will fall on a nearby irradiated material with a speed equal to the sum of the speeds of their thermal motion and the linear velocity of the moving moderator.

Считая плоскими движущийся замедлитель и облучаемый материал, можно найти угол падения этих нейтронов на облучаемый материал (относительно его нормали) по формуле

(1) где V - скорость покидающего движущийся замедлитель теплового нейтрона, м/с;
V_зам - скорость замедлителя, м/с;
f1, f2 - полярный и азимутальный (относительно направления движения замедлителя) углы, под которыми тепловой нейтрон покидает движущийся замедлитель, град.Assuming that the moving moderator and the irradiated material are flat, we can find the angle of incidence of these neutrons on the irradiated material (relative to its normal) by the formula

(1) where V is the speed of the thermal neutron leaving the moving moderator, m / s;
V _deputy - the moderator speed, m / s;
f1, f2 - polar and azimuthal (relative to the direction of motion of the moderator) angles at which the thermal neutron leaves the moving moderator, deg.

Величина угла θ характеризует путь, проходимый нейтроном полученной энергии в облучаемом материале. Например, если толщина облучаемого материала равна d, то путь, проходимый в нем нейтроном, равен
d1 = d/cos(θ) (2)
Для того, чтобы получить от движущегося замедлителя наиболее интенсивный поток моноэнергетических нейтронов заданной энергии, а также исключить необходимость перемещения излишней массы дополнительного замедлителя, его толщину выбирают из условия
D(0,001˙m)≅D≅D(m), (3) где m - максимальный выход тепловых нейтронов для данного типа дополнительного замедлителя от всего энергетического спектра нейтронов, падающих на него, %;
D(m) - толщина перемещаемого замедлителя, соответствующая выходу тепловых нейтронов, равному m %, см.The value of the angle θ characterizes the path traveled by the neutron of the received energy in the irradiated material. For example, if the thickness of the irradiated material is equal to d, then the path traveled by the neutron in it is equal to
d1 = d / cos (θ) (2)
In order to obtain the most intense monoenergetic neutron flux of a given energy from a moving moderator, as well as to eliminate the need to move the excess mass of an additional moderator, its thickness is chosen from the condition
D (0,001˙m) ≅D≅D (m), (3) where m is the maximum thermal neutron yield for this type of additional moderator of the entire energy spectrum of neutrons incident on it,%;
D (m) is the thickness of the moving moderator, corresponding to the yield of thermal neutrons equal to m%, see

Сущность изобретения заключается в том, чтобы перевести практически все испускаемые нейтронным источником быстрые нейтроны в тепловую область энергии для того, чтобы затем можно было эффективно ускорить их движущимся дополнительным замедлителем до такой величины их энергии, которая необходима для облучения материала. При этом, благодаря тому, что выходящие из движущегося замедлителя нейтроны падают на облучаемый материал под большим углом к нормали, необходима меньшая толщина материала для их полного поглощения. The essence of the invention is to transfer practically all fast neutrons emitted by a neutron source into the thermal energy region so that then they can be effectively accelerated by a moving additional moderator to the amount of their energy necessary to irradiate the material. Moreover, due to the fact that neutrons emerging from a moving moderator fall on the irradiated material at a large angle to the normal, a smaller thickness of the material is required for their complete absorption.

Рассмотрим процесс образования нейтронов с заданной величиной энергии по предлагаемому способу. Для этого рассмотрим процессы замедления и ускорения нейтронов. Consider the process of formation of neutrons with a given amount of energy by the proposed method. For this, we consider the processes of deceleration and acceleration of neutrons.

Замедление нейтронов рассмотрим с использованием имеющихся характеристик спектра тепловых нейтронов в водородсодержащих материалах, например в воде. We consider neutron slowdown using the available characteristics of the spectrum of thermal neutrons in hydrogen-containing materials, for example, in water.

Известно, что в воде на расстояниях более 10 см от точечного источника быстрых нейтронов, вне зависимости от энергетического спектра выходящих из него быстрых нейтронов, спектр тепловых нейтронов постоянен и имеет вид, представленный кривой 1 на фиг.1. (Тепловые нейтроны - нейтроны, энергия которых меньше 0,5 эВ). Из представленного чертежа видно, что плотность потока тепловых нейтронов с энергией 0,025 эВ примерно в 500 раз превосходит плотность потока тепловых нейтронов с энергией 0,5 эВ и более чем в 1000 раз плотность потока нейтронов более высоких энергий. При другом, более эффективном ( с меньшим поглощением и с большим содержанием водорода) замедлителе, чем вода, приведенные соотношения будут еще большими. It is known that in water at distances greater than 10 cm from a point source of fast neutrons, regardless of the energy spectrum of fast neutrons emanating from it, the spectrum of thermal neutrons is constant and has the form represented by curve 1 in Fig. 1. (Thermal neutrons are neutrons whose energy is less than 0.5 eV). From the presented drawing it can be seen that the thermal neutron flux density with an energy of 0.025 eV is approximately 500 times higher than the thermal neutron flux density with an energy of 0.5 eV and more than 1000 times higher neutron flux density. With another, more effective (with less absorption and higher hydrogen content) moderator than water, the above ratios will be even greater.

В то же время, из представленных на фиг.2 данных видно, что на удалении 12-16 см от точечного источника более 90% вышедших из источника быстрых нейтронов (кривая 1) превращаются в тепловые (кривая 2), то есть этим подтверждается высокая эффективность перевода быстрых нейтронов в тепловые (кривая 3 - плотность потока тепловых нейтронов (н/см²˙c).At the same time, from the data presented in Fig. 2 it can be seen that at a distance of 12-16 cm from a point source, more than 90% of the fast neutrons emitted from the source (curve 1) turn into thermal (curve 2), that is, this confirms the high efficiency transfer of fast neutrons into thermal ones (curve 3 is the flux density of thermal neutrons (n / cm ² ˙c).

Ускорение тепловых нейтронов до заданной энергии на движущемся дополнительном замедлителе рассмотрим на обратной задаче, т.е. предполагая, что дополнительный замедлитель неподвижен, а падающие на него тепловые нейтроны из основного замедлителя движутся с заданной скоростью и под определенным углом к нормали к дополнительному замедлителю. Принятые таким образом допущения позволили провести расчет по стандартной программе "Расчет одномерной защиты". The acceleration of thermal neutrons to a given energy on a moving additional moderator will be considered in the inverse problem, i.e. assuming that the additional moderator is stationary, and thermal neutrons incident on it from the main moderator move at a given speed and at a certain angle to the normal to the additional moderator. The assumptions made in this way made it possible to carry out the calculation according to the standard program “Calculation of one-dimensional protection”.

На фиг.3 кривой 1 представлены результаты расчетов относительного выхода плотностей потоков тепловых нейтронов из замедлителя (полиэтилена) различной толщины при падении на него под углом 78 град. нейтронов с энергией от 1,0 до 4,65 эВ (считая эту энергию заданной). Figure 3 of curve 1 presents the results of calculations of the relative yield of the flux densities of thermal neutrons from the moderator (polyethylene) of various thicknesses when falling on it at an angle of 78 degrees. neutrons with energies from 1.0 to 4.65 eV (assuming this energy is given).

Такая величина угла получается при суммировании скоростей движущегося дополнительного замедлителя и покидающего его тепловых нейтронов, но при этом относительно облучаемого материала их энергия находится в диапазоне от 1,0 до 4,65 эВ. Such an angle is obtained by summing the velocities of the moving additional moderator and the thermal neutrons leaving it, but their energy relative to the irradiated material is in the range from 1.0 to 4.65 eV.

На этом же чертеже кривой 2 представлены данные по плотностям потоков тепловых нейтронов, выходящих из дополнительного замедлителя различной толщины, полученных для случая изотропного падения на этот замедлитель нейтронов, энергия которых находится в диапазоне от 1,0 эВ до 10 МэВ со спектром замедления. На кривой 3 приведен суммарный поток тепловых нейтронов от дополнительного замедлителя. Curve 2 also shows the data on the flux densities of thermal neutrons emerging from an additional moderator of various thicknesses obtained for the case of neutrons incident on this moderator with energies in the range from 1.0 eV to 10 MeV with a deceleration spectrum. Curve 3 shows the total thermal neutron flux from the additional moderator.

Из представленных на фиг.3 данных видно, что максимальный выход тепловых нейтронов от всех падающих на замедлитель нейтронов составит m ≈ 50% при толщине полиэтилена 3,5 см. При этом максимальный выход тепловых нейтронов составит (m)т = 34% при толщине 1,5 см от нейтронов с энергией от 1,0 до 4,65 эВ, и m(б) = 18% при толщине 4,5 см от нейтронов, энергия которых более 1,0 эВ. From the data presented in Fig. 3, it can be seen that the maximum yield of thermal neutrons from all neutrons incident on the moderator will be m ≈ 50% with a polyethylene thickness of 3.5 cm. The maximum yield of thermal neutrons will be (m) t = 34% with a thickness of 1 5 cm from neutrons with energies from 1.0 to 4.65 eV, and m (b) = 18% with a thickness of 4.5 cm from neutrons whose energy is greater than 1.0 eV.

Таким образом, полученные данные показывают, что верхнюю границу толщины перемещаемого дополнительного замедлителя d необходимо брать равной d(m), а нижнюю выбирать из условия, когда количество нейтронов заданной энергии от дополнительного замедлителя не будет оказывать существенного влияния на облучаемый материал, то есть d < = (0,001˙m). Thus, the data obtained show that the upper boundary of the thickness of the moved additional moderator d must be taken equal to d (m), and the lower one should be chosen from the condition when the number of neutrons of a given energy from the additional moderator will not have a significant effect on the irradiated material, i.e., d < = (0.001˙m).

На основании полученных результатов на фиг.1 кривой 2 представлен вид низкоэнергетического спектра нейтронов, которым облучается материал. При этом изотропное облучение материала тепловыми нейтронами сохранилось, но их плотность потока уменьшилась примерно в два раза. Дополнительное облучение материала нейтронами с энергией ≈ 2 эВ (второй пик нейтронов со средней энергией эВ) происходит мононаправленно под углом, определяемым формулой (1). Based on the results obtained, in Fig. 1, curve 2 presents a view of the low-energy neutron spectrum with which the material is irradiated. In this case, the isotropic irradiation of the material with thermal neutrons was preserved, but their flux density decreased by about half. Additional irradiation of the material with neutrons with an energy of ≈ 2 eV (the second peak of neutrons with an average energy of eV) occurs unidirectionally at an angle defined by formula (1).

Используя полученный низкоэнергетический спектр нейтронов, можно найти величину наведенной активности, например, индия при его облучении традиционным и предлагаемым способами. Using the obtained low-energy neutron spectrum, one can find the magnitude of the induced activity, for example, indium during its irradiation by the traditional and proposed methods.

Наведенная активность при облучении традиционным способом определяется формулой
Q1 = P·A·((1-exp(-L·T))·(Ф(т)·S(акт. т)+Ф(p)·S(акт.р)))/M (4) где Р - относительное содержание стабильного изотопа в облучаемом материале;
S(акт. т), S(акт. р) - сечение активации тепловыми и резонансными нейтронами, барн;
Ф(т), Ф(р) - плотность потока тепловых и резонансных нейтронов, н/см²;
А - число Авогадро;
L - постоянная распада, с^-1;
Т - время облучения, с;
М - массовое число облучаемого нерадиоактивного изотопа.The induced activity during irradiation in the traditional way is determined by the formula
Q1 = P · A · ((1-exp (-L · T)) · (Ф (t) · S (act.t) + Ф (p) · S (act.p))) / M (4) where P is the relative content of the stable isotope in the irradiated material;
S (act. T), S (act. R) - cross section for activation by thermal and resonant neutrons, barn;
F (t), f (p) - flux density of thermal and resonant neutrons, n / cm ² ;
A is the Avogadro number;
L is the decay constant, s ^-1 ;
T is the exposure time, s;
M is the mass number of the irradiated non-radioactive isotope.

Наведенная активность при облучении предложенным способом определяется формулой

2

T))·(Ф(т)·S(акт. т)+Ф(p)·S(акт. р)· (5) где V(p), V(т) - скорости резонансных и тепловых нейтронов соответственно, м/с.The induced activity during irradiation by the proposed method is determined by the formula

2

T)) · (Ф (t) · S (act t) + Ф (p) · S (act r) · (5) where V (p), V (t) are the velocities of resonant and thermal neutrons, respectively, m / s

Различие в величине активности образца, полученного предложенным и традиционным способами, будет равно
K = (Ф(т)·S(акт.т)+Ф(p)·S(акт.р)

/(Ф(т)·
· S(акт.т)+Ф(p)·S(акт.p)) (6)
Так, например, активность образца из индия, облученного предложенным способом (энергия резонанса 1,45 эВ, скорость резонансных нейтронов 17000 м/с), будет в 440 раз больше, чем при облучении традиционным способом. При рассмотрении эффективности использования предложенного способа на делящихся материалах получим, что число делений в образце из плутония-239 будет в 7,5 раза больше (при использовании резонанса с энергией 0,3 эВ, скорость нейтронов 7600 м/с), чем при его облучении традиционным способом. При использовании резонансов более высоких энергий это различие может быть еще большим.The difference in the activity of the sample obtained by the proposed and traditional methods will be equal to
K = (Ф (т) · S (act.t) + Ф (p) · S (act.р)

/ (F (t)
S (act.) + Ф (p); S (act. P)) (6)
So, for example, the activity of a sample from indium irradiated by the proposed method (resonance energy 1.45 eV, resonance neutron velocity 17000 m / s) will be 440 times greater than when irradiated by the traditional method. When considering the efficiency of using the proposed method on fissile materials, we obtain that the number of divisions in a sample of plutonium-239 will be 7.5 times greater (when using resonance with an energy of 0.3 eV, the neutron velocity is 7600 m / s) than when it is irradiated in a traditional way. When using higher-energy resonances, this difference can be even greater.

Claims

1. METHOD OF IRRADIATING MATERIALS BY NEUTRONS, including transmitting neutrons from a source through a moderator, characterized in that, in order to control the energy of the moderated neutrons, an additional moderator of thickness d is moved between the moderator and the irradiated material, the value of which is determined from the condition d ₁ (0,001m ) <d <d ₂ (m), where m is the maximum yield of thermal neutrons for an additional moderator, d ₁ (0.001m) is the thickness of the moderator at the output of thermal neutrons equal to 0.001m, d ₂ (m) is the thickness of the moderator at max the maximum thermal neutron yield equal to m, and the moderator speed v for a given moderated neutron energy E _k is determined from the following relation:
v = C

,
where C is the speed of light;
m ₀ - rest mass of a neutron.

2. The method according to claim 1, characterized in that, in order to increase the irradiation efficiency for materials having resonant absorption at an energy E _res , the moderator speed is determined from the following ratio:
v _res = C

.