4.3 Радиационный и нейтронный нагрев материалов дефлектора в сквозном канале

Одной из главных характеристик ядерного реактора является радиационный нагрев (радиационное тепловыделение) не содержащих делящееся вещество элементов его конструкции, вследствие поглощения в них реакторного гамма-излучения.

Программой MCNP были рассчитаны нейтронные и радиационные нагревы дефлектора с различными материалами с помощью вычисляемой величины F6:n и F6:р, где n и p указывают на нейтрон и фотон соответственно.

Таблица 4.4

Нейтронные и радиационные нагревы материалов дефлектора

Материал дефлектора	Нейтронный нагрев, Вт/г	Радиационный нагрев, Вт/г	Сумма, Вт/г
Тяжелая вода (D2O)	(2,21 ± 0,18)∙10-3	(9,63 ± 0,38)∙10-3	(11,84 ± 0,56)∙10-3
Легкая вода (H2O)	(4,08 ± 0,33)∙10-3	(1,13 ± 0,05)∙10-2	(15,38 ± 0,83)∙10-3
Бериллий (Be)	(1,11 ± 0,10)∙10-3	(8,39 ± 0,34)∙10-3	(9,50± 0,44)∙10-3
Графит (C)	(6,05 ± 0,48)∙10-4	(8,73 ± 0,35)∙10-3	(9,34 ± 0,40)∙10-3

Основным источником нагрева в материале дефлектора являются гамма-кванты.

4.4 Нейтронные спектры ввр-кн 19%-го обогащения

С помощью кода MCNP произведен расчет плотности потока нейтронов на конце сквозного канала в диапазоне энергий от 2,5 мэВ до 10 эВ в зависимости от материала дефлектора. Были смоделированы следующие материалы: легкая вода, тяжелая вода, бериллий, графит. На рисунке 4.10 представлен спектр нейтронов в логарифмическом масштабе для воды. Для других материалов спектры получились практически одинаковыми.

Рисунок 4.10 Спектр нейтронов на конце ГСКК. Материал дефлектора – легкая вода.

В диапазоне энергий от 2,5 мэВ до 0,3 эВ была выполнено фиттирование под максвелловский спектр, а в диапазоне от 0,4 до 10 эВ – под спектр Ферми. Подгонка под спектр Максвелла была получена с помощью распределения n(E) = A*E*exp(-E/В). Получена температура спектра В=28,4 мэВ, то есть можно сказать, что спектр нейтронов «горячее», чем термодинамическая температура среды 0,025 эВ. Такое поведение – давно известно в физике реакторов [27] как результат взаимодействия замедляющей способности среды (ξΣ_s) и макроскопического сечения поглощения (Σ_a).

Подгонка под спектр Ферми: n(E) = A*E^(-b), где A и b – некоторые постоянные, дала значение b = 1,11 ± 0.04. Достоверность результатов для спектра Максвелла составила 0,99, а для спектра Ферми 0,97.

Заключение

В данной работе с использованием программы MCNP выполнено моделирование нейтронных потоков и радиационного нагрева материалов в каналах реактора ВВР-К, которые использовались или могут использоваться для источников ультрахолодных нейтронов. Расчеты для прежнего реактора с тепловыделяющими элементами 36%-го обогащения проведены для тестирования применимости гомогенной модели активной зоны для расчета указанных характеристик, осуществленного путем их сравнения с экспериментальными данными УХН-экспериментов 1971-1977 годов. Успешное тестирование и выполненные затем расчеты для ныне работающего реактора ВВР-К с твэлами 19%-го обогащения дает нам уверенность в реалистичности полученных результатов для:

• спектров нейтронов в активной зоне и дефлекторе,

• плотностей потоков на входе и выходе в радиальный канал, на выходе сквозного касательного канала,

• распределения плотности потока нейтронов по длине радиального канала ГРК-1,

• радиационного нагрева в различных материалах дефлектора,

• спектра нейтронов на выходе ГСКК.

Сквозной канал имеет особое значение, ввиду его большого диаметра и специфичности экспериментальных параметров, в частности малой доли быстрых нейтронов в спектре. Именно эти параметры важны для реализации дубненского проекта источника УХН на выведенном из реактора пучке тепловых нейтронов. Первоначально рассматривались варианты установки такого УХН источника на мощных исследовательских реакторах ПИК в Гатчине и ИЛЛ в Гренобле. Однако в силу ряда причин, ИЛЛ не будет строить этот источник, а в Гатчине приоритетным является более ранний проект построения УХН источника внутри реактора. В этой связи актуальным становится обсуждение параметров УХН источника на выведенных пучках других работающих исследовательских реакторов, в частности для ВВР-К.

В работе [4] был посчитан радиационный нагрев источника УХН с жидким гелием. Для обеспечения высокой плотности УХН в источнике необходимо, чтобы температура жидкого гелия была 0,6 К. Поддерживать такую температуру достаточно просто при теплопритоке менее 1 Вт. В реакторе ВВР-К теплоприток будет в пределах 0,001-0,002 Вт, так как интегральный поток отличается на 3 порядка от потока на реакторе ПИК.

В таблице 5.1. представлены сравнительные характеристики реакторов ВВР-К, ИЛЛ и ПИК. Здесь L_min – минимальная длина нейтроновода, d – диаметр нейтроновода, J₀ – максимальная плотность потока тепловых нейтронов вблизи активной зоны; J – плотность потока тепловых нейтронов на конце нейтроновода; F – интегральный поток тепловых нейтронов на конце нейтроновода. Спектры тепловых нейтронов одинаковы для всех этих реакторов и предполагается, что установлен на каждом из них источник УХН в точности такой, который описан в разделе 1.4 данной работы [4].

Таблица 5.1

Характеристики УХН источников на реакторах ИЛЛ, ПИК и ВВР-К

Характеристики реакторов	Реактор ИЛЛ	Реактор ПИК	Реактор ВВР-К
Lmin , m	5	3	3.5	3.5
d, cm	15	20	19.2	32
J0, ns-1cm-2	~ 11015	~ 11015	~ 21012	~ 21012
J, ns-1cm-2	~ 61010	~ 41011	~ 4108	~ 4108
F, ns-1	~ 11013	~ 11014	~ 1.51011	~41011
PUCN, УХН/с	~ 1105	1.5·107	~ 1.9104	~ 5.2·104
ρUCN, УХН/см3	40	1.3105	~ 168	~ 456

Поэтому, как видно из Таблицы, полное число УХН, произведенных в источнике в секунду, будет определяться интегральным потоком, который на ВВР-К отличается от реактора ПИК на 3 порядка, поэтому P_UCN = 5,2·10⁴ УХН/с при диаметре канала 32 см. Аналогично, объемная плотность УХН в источнике тоже будет меньше в 1000 раз: ρ_UCN =456 УХН/см³. Однако важны не только относительные, но и абсолютные цифры. Для сравнения объемная плотность УХН в действующем источнике на мощном реакторе ИЛЛ составляет ~ 40 УХН/см³. Таким образом, примерно такую же плотность УХН можно получить на выведенном пучке реакторе ВВР-К!

СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННОЙ ЛИТЕРАТУРЫ

1 Шапиро Ф.Л. Замечания к вопросам об измерении фаз структурных амплитуд в нейтронной дифракции и о накоплении нейтронов // ЭЧАЯ. – 2, выпуск 4. – 1972. – С. 973.

2 Лычагин Е.В., Козленко Д.П., Седышев П.В., Швецов В.Н. Нейтронная физика в ОИЯИ – 60 лет Лаборатории нейтронной физики им. И.М. Франка // УФН. – Т.186. - № 3 – 2016 г. – С. 266.

3 Baker C. A. et al. Improved Experimental Limit on the Electric Dipole Moment of the Neutron // Phys. Rev. Lett. 97, 131801 – 2006.

4 Lychagin E.V., Mityukhlyaev V.A., Muzychka A.Yu., Nekhaev G.V., Nesvizhevsky V.V., Onegin M.S., Sharapov E.I., Strelkov A.V. UCN sources at external beams of thermal neutrons. An example of PIK reactor // Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A 823 (2016) . – Р. 47–55.

5 Ахметов Е.З., Каипов Д.К., Конкс В.А., Лущиков В.И., Покотиловский Ю.Н., Стрелков А.В., Шапиро Ф.Л. Получение ультрахолодных нейтронов на стационарном реакторе ВВР-К // АЭ – Т. 37. – вып. 1. – С. 35-38.

6 Ахметов Е.З., Каипов Д.К., Конкс В.А., Кулагин Е. Н., Мачнев Н.Ф., Стрелков А.В., Третьяков Л.И. Установка для получения и некоторые измерения по пропусканию ультрахолодных нейтронов на радиальном канале реактора ВВР-К // Нейтронная физика (Материалы 4-й Всесоюзной конференции по нейтронной физике, Киев, 8-22 апреля 1977 г.). – ч. I . – С. 178-181.

7 Giovanna Cicognani The Yellow Book 2008 - Guide to Neutron Research Facilities. – Institute Laue Langevin, Grenoble, 2008.

8 Мостовой Ю.А., Мухин К.Н., О.О. Патаракин Нейтрон вчера, сегодня, завтра // УФН. – Т. 166, № 9. – 1996. – С. 995.

9 Golub R., Boning K. New type of low temperature source of Ultra-cold neutrons and production of continuous beams of UCN // Zeitschrift für Physik B 51(2), 95–98.– 1983.– Р. 95–98.

10 Saunders A., Makela M. et al., Performance of the Los Alamos National Laboratory spallation-driven solid-deuterium ultra-cold neutron source // Review of Scientific Instruments 84, 013304.– 2013.

11 Masuda Y., Hatanaka K., Jeong S. C., Kawasaki S. et al., Spallation Ultracold Neutron Source of Superfluid Helium below 1 K // Physical Review Letters, 108(13), 134801.– 2012.

12 Zimmer O., Piegsa F. M., N. Ivanov S. Superthermal Source of Ultracold Neutrons for Fundamental Physics Experiments // Physical Review Letters 107, 134801.– 2011.

13 Piegsa F. M., et al., New source for ultracold neutrons at the Institut Laue-Langevin // Phys. Rev. C 90, 015501.– 2014.

14 Lychagin E.V. et al., UCN Source at an External Beam of Thermal Neutrons // Advances in High Energy Physics.– 2015.

15 Владимиров В.И. Физика ядерных реакторов. Практические задачи по их эксплуатации.– М.: Либроком, 2009.– С. 47-64.

16 Shoaib S.Raza, Asif Salahuddin Radiation shielding calculations for Pakistan Research Reactor-1 // Nuclear Engineering Division. – Pakistan Institute of Nuclear Science and Technology.– Nilore, Islamabad.– 1990.– Р. 2-6.

17 Возобновление эксплуатации реактора ВВР-К: сб. ст. // Отв. ред. Ж.Р. Жотабаев, С.Н. Колточник – Алматы: А.О.ИАЭ НЯЦ РК, 1998. – С. 247.

18 Соколов С.А., Радаев А.И., Кравцова О.А. и др. Перевод ИР ВВР-К на низкообогащенное урановое топливо как основа для разработки и внедрения ТВС ВВР-КН // АЭ.– Т. 118.– вып. 2.– 2015.– С. 68-72.

19 Аринкин Ф.М., Блынский П.А., Дюсамбаев Д.С., Романова Н.К., Шаймерденов А.А. Нейтронно-физические характеристики активной зоны реактора ВВР-К с низкообогащенным топливом // Вестник НЯЦ РК. – вып.3. – 2012 г.– С. 7-13.

20 Cherepnin Yu.S., Sokolov S.A., Bulkin S.Yu., Lukichev V.A., Kravtsova O.V., Radaev A.I. Conversion of the WWR-K research reactor to low-enriched fuel as the basis for the development and introduction of the VVR-KN fuel assemblies in existing and advanced pool-type research reactors // NIKIET, Moscow, Russia.– http://www.nikiet.ru/

21 Monte Carlo N-Particle Transport Code System / Manual: ORNL, 2000.

22 Кочнов О.Ю., Лукин Р.В., Аверин Л.В. Ядерная и радиационная безопасность // АЭ.– Вып. №1.– 2008 г.– С.18.

23 Ахметов Е.З., Каипов Д.К., Конкс В.А., Стрелков А.В., Третьяков Л.И. Источники ультрахолодных нейтронов // Нейтронная физика (Материалы 4-й Всесоюзной конференции по нейтронной физике, Киев).– часть I.– 8-22 апреля 1977 г.– С. 182-186.

24 Neutron Fluence Measurements: Technical reports series / № 107, IAEA. – Vienna, 1970.– Р. 12-14.

25 Keinert J., Mattes M. JEF-1 Scattering Law Data // IKE 6-147.– September 1984.– Р. 34-45.

26 Колточник C.Н. ТЕХНИЧЕСКАЯ СПРАВКА по измерению плотности потока нейтронов на выходе из горизонтального канала ГК-1 // частное сообщение. – 2016 г.

27 Мерзликин Г.Я. Основы теории реакторов.– Севастополь: СНУЯЭиП, 2011.– с. 98-101.