Мискевич Прямое преобразование ядерной енергии 2011
.pdfРис. 4.17. Лазерная сборка установки «ЛИРА»:
1 – лазерный элемент; 2 – имитатор; 3 – оптическое окно; 4 – графитовый замедлитель; 5 – элемент крепления; 6 – алюминиевая труба; 7 – фланец; 8 – откачной патрубок; 9 – водяной замедлитель
Рис. 4.18. Схема оптического канала установки «ЛИРА»:
1 – сборка задающего генератора; 2 – усилительная лазерная сборка; 3 – телескоп; 4 – лазер-генератор; 5 – лазерный элемент предварительного усиления;
6 – поворотные зеркала; 7 – юстировочный лазер
131
слоем 235U между ними толщиной 12 мкм представляют собой имитатор, который необходим для получения коэффициента размножения нейтронов в лазерном блоке kэф ≤ 0,9. Общая масса урана в лазерном блоке составляет около 20 кг.
Оптическая схема установки «ЛИРА» показана на рис. 4.18.
Для оптимизации конструкции лазерного блока были проведены расчеты, в которых изучалось влияние на энерговыделение различных замедлителей в сборках (полиэтилен, графит) воды в пространстве между лазерными элементами и поглощающих экранов. С помощью расчетов были также определены температура урановых слоев и давление газа в лазерном элементе после импульса.
Задающим генератором является один из лазерных элементов генераторной сборки. Лазерное излучение от задающего генератора делится на семь пучков с одинаковой мощностью и направляется в остальные семь лазерных элементов этой же сборки для предварительного усиления. Далее лазерное излучение с помощь телескопов расширяется до диаметра 300 мм и поступает в сборки усилители. После усиления апертура пучка уменьшается до 100 мм и выводится за биологическую защиту.
Удельный энерговклад в газовую среду активного элемента лазера составит 1 Дж/см 3 при длительности импульса накачки ~ 5 мс. Полная энергия лазерного излучения при этих условиях может достигать ~ 5 кДж за импульс.
132
ГЛАВА 5. ФИЗИЧЕСКИЕ ПРОБЛЕМЫ РЕАКТОРА-ЛАЗЕРА И ПЕРСПЕКТИВЫ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ ЛАЗЕРОВ С ЯДЕРНОЙ НАКАЧКОЙ
5.1. Существующие проблемы
Объемы активных сред существующих ЛЯН составляют от 500 см3 до нескольких м3, достигнутый уровень мощности лазерного излучения – 60 кВт, энергосъем с литра активной среды – более 20 Дж, реализованы импульсный, квазинепрерывный и непрерывный режимы работы ЛЯН, КПД преобразования ядерной энергии в лазерное излучение в настоящее время составляет 2,5 % вложенной в газ энергии (лазер на переходах ХеI).
Эти достижения свидетельствует о том, что отсутствуют какие– либо ограничения принципиального характера на создание компактного, мощного и автономного ЛЯН, пригодного для практических применений.
Тем не менее, несмотря значительные предпринятые усилия, такой лазер всё еще не создан, не вышел за рамки лабораторных исследований. И это связано с несколькими нерешенными проблемами.
Какие параметры ЛЯН определяют возможность его использования в реальных условиях? Это габариты, вес, срок службы, КПД, характеристики лазерного излучения (энергетика, длина волны, расходимость) и режим работ (импульсный или непрерывный). Из всех перечисленных параметров пока остаются до конца нерешенными три – срок службы, КПД и расходимость лазерного излучения.
5.1.1. Срок службы ЛЯН
Ограничения на длительность эксплуатации ЛЯН связаны не с источником ядерной энергии – количества ядерно-активного вещества, содержащегося в лазерном элементе в виде 6 мг/см2 слоя урана235 на внутренней поверхности лазерной кюветы (или гелия-3 атмосферного давления в объёме кюветы), хватит с избытком для обеспечения многолетней работы лазера. Серьезные ограничения могут быть связаны с низкой радиационной стойкостью элементов
133
конструкции лазера, и, в первую очередь, оптических элементов – окон и зеркал резонатора.
Исследования радиационной стойкости материалов (и изделий, например микросхем, транзисторов и т.д.) – это отдельная и очень интересная область науки, имеющая большое практическое значение. С проблемой радиационной стойкости сталкиваются конструкторы атомных электростанций, создатели космических аппаратов, военной электроники. Оказывается, например, что в результате накопления радиационных дефектов графитовая кладка реакторов атомных электростанций, построенных 25–30 лет назад, изменила свои размеры из-за радиационного распухания графита. И это вызывает серьезную озабоченность, поскольку может приводить к возникновению аварийных ситуаций. Аналогичные проблемы существуют и в термоядерных реакторах, где определенные трудности вызывает распыление (sputtering) термоядерной плазмой первой стенки реактора. Проблема распыления имеет место и в ЛЯН . И связано это в первую очередь с распылением самого уранового слоя собственными осколками деления, поскольку каждый осколок, вылетающий из уранового слоя, вырывает от 2 до 103 ат. Однако главная проблема мощных ЛЯН – оптические элементы.
В чем же суть проблемы радиационной стойкости оптических элементов? При воздействии мощного гамма-нейтронного излучения в оптических элементах ЛЯН возникают и накапливаются радиационные повреждения, которые влияют на их оптические свойства. В лазерных диэлектрических зеркалах, например в диэлектрических слоях, возникают и накапливаются механические напряжения, которые изменяют механические и оптические свойства многослойного покрытия. Это может привести к появлению микротрещин, отслаиванию слоев и, в конечном счете, к уменьшению отражательной способности интерференционного диэлектрического зеркала.
Интерференционное лазерное диэлектрическое зеркало представляет собой чередование тонких слоев толщиной λ/4 из материалов с низким и высоким коэффициентом преломления, напыленных на прозрачную подложку. В качестве материалов для напыления используют ZnS, ZnSe, PbF2 и др. (табл. 5.1). Число напыленных слоев определяется требуемыми параметрами зеркала – шириной полосы отражения Δλ и коэффициентом отражения R – и может
134
достигать двух десятков и более для узкополосных зеркал с коэффициентом отражения R = 99,9 %.
Таблица 5.1 Материалы, используемые для изготовления многослойных
отражающих диэлектрических покрытий [75]
Область спектра, |
Материалы слоев с высоким и |
||
низким коэффициентами |
|||
нм |
|||
|
преломления |
||
|
|
||
170–250 |
LaF2 |
–MgF2 |
|
|
NdF3 –MgF2 |
||
250–360 |
PbF2 |
–Na3AlF6 (криолит) |
|
300–400 |
Sb2O3 |
–Na3AlF6 |
|
390–1500 |
ZnS –Na3AlF6 |
||
630–2000 |
ZnSe –Na3AlF6 |
||
1500–5000 |
Sb2S3–SrF2 |
||
|
Sb2S3 –Na3AlF6 |
Радиационные повреждения происходят и в самой подложке зеркала. В оптических материалах, которые используются в качестве подложек для зеркал и окон для вывода излучения, в полях реакторного излучения могут возникать дополнительные потери света, связанные с уменьшением их прозрачности. Как показали результаты исследований, коэффициент поглощения зависит от вида оптического материала и концентрации в нем примесей, температуры образца, длины волны светового излучения, поглощенной дозы и её мощности. Поглощение светового излучения в оптических материалах происходит в результате образования центров окраски, которые возникают при захвате носителей заряда (электронов и дырок) на дефекты структуры материала. При этом центры окраски образуются как за счет изменения состояний уже существующих дефектов, так и в результате возникновения новых дефектов.
Различают два вида таких радиационных повреждений – необратимые, связанные с образованием устойчивых центров окраски, и обратимые, при которых новые центры окраски существуют только в момент действия гамма-нейтронного излучения и исчезают по окончании импульса. В любом случае оба этих процесса оказывают вредное влияние на работу ЛЯН.
135
При изучении радиационной стойкости оптических материалов проводится облучение образцов стекол, кристаллов и отдельных изделий в течение длительного времени в активных зонах ядерных реакторов и на мощных изотопных γ-облучательных источниках с последующим измерением и сравнением их коэффициентов поглощения до и после облучения. Данные, полученные при длительном непрерывном облучении сравнительно небольшим потоком частиц, нельзя использовать для прогнозирования величины наведенного коэффициента поглощения в процессе импульсного кратковременного облучения суммарным потоком частиц, так как в этом случае большой вклад в поглощение вносят центры окраски с малыми временами жизни. Коэффициенты наведенного поглощения для этих двух вариантов облучения могут отличаться в 10 раз.
Большая информация по радиационной стойкости различных материалов накоплена во ВНИИЭФ (г. Саров), где исследования радиационной стойкости оптических материалов при импульсном облучении проводятся с начала 1970-х гг. При этом основное внимание уделялось изучению оптических свойств материалов при импульсном облучении в различные моменты развития реакторного импульса.
Воснову методик по измерению наведенного коэффициента поглощения в процессе импульсного облучения и через любые промежутки времени после него положен принцип измерения интенсивности светового излучения, прошедшего через образец до облучения и в любой последующий момент времени. В качестве источников светового излучения использовались непрерывные лазеры, например гелийнеоновый или гелий-кадмиевый, излучающие на отдельных линиях в видимой и ИК-областях спектра, или лампы со сплошным спектром. В последнем случае для выделения зондирующего излучения в узком спектральном диапазоне применялись светофильтры или монохроматор. Для выделения полезного сигнала на фоне различного рода помех (в том числе и радиационной наводки на фотоприемники) осуществлялась модуляция зондирующего излучения. Такие методики позволяют, в принципе, проводить измерения коэффициентов поглощения одновременно на нескольких длинах волн.
Ввиде примера на рис. 5.1 приведена осциллограмма экспери-
мента на реакторе ВИР-2 по измерению в момент действия импульса гамма-нейтронного излучения коэффициентов поглощения в кристалле ВаF2 одновременно на трех длинах волн - 633, 1150 и 3390 нм [5]. Мощность поглощенной дозы γ-излучения в максимуме реакторного импульса составляла около 1·106 Гр/с. Вклад нейтронного излучения в поглощенную дозу не превышал 10 %.
136
Единицей поглощенной дозы ионизирующего излучения в системе СИ является грэй (Гр), равный 1 Дж/кг и представляющий поглощенную дозу ионизирующего излучения, при которой веществу массой 1 кг передается энергия ионизирующего излучения, равная 1 Дж. Для сравнения доза фотонного излучения 1 рентген в воздушной среде соответствует поглощенной энергии 8,73 .10-3Дж/кг [34].
Коэффициенты наведенного (обратимого) поглощения на длинах волн 633, 1150 и 3390 нм в максимуме импульса равняются соответственно 0,65; 0,27 и < 0,01 см-1. Из приведенных данных видно, что наведенный коэффициент поглощения снижается с увеличением длины волны зондирующего излучения. Эта закономерность наблюдается для всех оптических материалов.
Рис. 5.1. Пропускание кристалла BaF2 толщиной 10 мм при облучении импульсом n,γ-излучения реактора ВИР-2 [5]:
1 – импульс реактора; 2, 3, 4 – сигналы модулированного зондирующего излучения с длинами волн соответственно 3390, 1150 и 633 нм. Масштаб развертки
по оси Х – 5 мс/дел.
Результаты измерения наведенных коэффициентов поглощения для некоторых оптических материалов, полученные в экспериментах на импульсном реакторе TRIGA и ВИР-2М, приведены в табл. 5.2.
Экспериментальные исследования различных оптических материалов показали, что наиболее высокой радиационной стойкостью обладают кварцевые стекла. Чувствительность кварцевых стекол к
137
облучению гамма-квантами и нейтронами в значительной степени зависит от присутствия примесей. Механизм появления устойчивой окраски у кварца при облучении связывается с присутствием Al, который замещает Si в решетке (состав кварца – SiO2). Облучение ионизирующим излучением приводит к удалению электрона из атома Al. При этом образуется дырочный центр окраски, ответственный за образование полосы поглощения при 465 нм. Интенсивность полосы приблизительно пропорциональна содержанию Al в кристаллах синтетического кварца. Наличие водорода в стекле способствует образованию вблизи дырки электронного центра, который рекомбинирует с дыркой. Такой кварц под влиянием радиации не окрашивается.
Таблица 5.2
Наведенные (обратимые) коэффициенты поглощения (см-1) оптических материалов в максимуме импульса накачки излучением ядерных реакторов TRIGA и ВИР-2М при мощности поглощенной дозы 7·104 Гр/с [5]
Материал |
325 нм |
633 нм |
1150 нм |
3390 нм |
Плавленый кварц |
0,0073 |
- |
- |
- |
(Corning 7940) |
|
|
- |
- |
Пирекс (Corning 7740) |
- |
0,58 |
||
CsI (монокристалл) |
- |
0,067 |
- |
< 0,009 |
Сапфир |
- |
0,014 |
- |
< 0,008 |
Шпинель |
- |
0,58 |
- |
0,011 |
ALON |
- |
4,9 |
- |
0,05 |
ВаF2 |
- |
0,65* |
0,27* |
< 0,01* |
Кварц КИ |
- |
0,28* |
0,015* |
- |
Кварц КВ |
- |
0,18 * |
< 0,01* |
- |
Кварц КУ-1 |
- |
< 0,003* |
< 0,005* |
- |
|
|
|
|
|
* При мощности поглощенной дозы γ-излучения 1·106 Гр/с.
Подробные исследования остаточных (необратимых) изменений пропускания кварцевых стекол марок КУ-1, КВ, КИ [5] показали, что через 1 ч после импульсного облучения на реакторе «ВИР-2М» у всех типов кварца присутствует характерная для SiO2 полоса поглощения с максимумом на длине волны 215 нм. В кварце КИ, где от-
138
сутствует гидроксильная группа OH, помимо указанной полосы присутствуют широкие полосы поглощения с максимумами на длинах волн 300 и 550 нм, а в кварце КВ – полоса с максимумом на длине волны 300 нм.
Величина наведенного поглощения сильно зависит от концентрации красящих примесей и гидроксила ОН. Для наиболее чистого промышленного стекла КУ-1 (концентрация красящих примесей ~ 10 ppm, концентрация гидроксила ≤ 2000 ppm) наведенный коэффициент поглощения минимален, что объясняется не только низкой концентрацией красящих примесей, но и защитными свойствами иона ОН+.
1 |
1,5 |
2,0 |
2,5 |
|
Время, |
ч |
|
4,0 |
4,5 |
5,0 |
5,5 |
6,0 |
|
|
Время, ч |
|
|
6,0 |
6,5 |
7,0 |
7,5 |
Время, ч
Рис. 5.2. Изменение мощности генерации Не–Nе лазера ЛГ-78 при облучении
в активной зоне ядерного реактора ИРТ-МИФИ потоком нейтронов 1011 тепл. нейтр./cм2 .c
Все эти процессы могут сильно повлиять на работоспособность лазера. В виде примера на рис. 5.2 показано, как меняется мощность генерации промышленного Не–Nе лазера ЛГ-78 при работе в активной зоне реактора ИРТ-МИФИ. Видно, что по мере роста интегральной дозы и накопления дефектов происходит монотонное сни-
139
жение мощности генерации вплоть до ее срыва. Уменьшение мощности генерации начинается при флюенсе тепловых нейтронов, равном 6,7.1014тепл. нейтр./см2, а срыв генерации – при 2.1015 тепл. нейтр./см2.
5.1.2. Коэффициент полезного действия реактора-лазера
КПД реактора-лазера η будем определять как отношение энергии лазерного излучения E к полной энергии Q, выделенной в активной зоне реактора:
η =Е / Q. |
(5.1) |
Предположим, что активная зона реактора состоит целиком из уранового топлива, находящегося на стенках лазерных элементов в виде тонкой пленки. Это идеальный случай, и он будет соответствовать получению максимально возможного КПД реактора-лазера, поскольку каждый акт деления ядра урана в активной зоне реактора будет использоваться для возбуждения активной среды ЛЯН.
Найдем для этого случая энергию лазерного излучения Е. Энергия, передаваемая газовой активной среде осколками деления в единицу времени,
W =1/2 . S . δU . Nu . σf . Ф . E0 . ε, |
(5.2) |
где E0 = 168 МэВ – суммарная кинетическая энергия осколков деления ядер урана; S –суммарная площадь стенок лазерных элементов ЛЯН; δU – толщина уранового слоя; NU – плотность ядер урана в пленке; σf – сечение деления урана нейтронами; Φ – плотность потока нейтронов; ε – доля энергии, оставленная в газе осколком деления. Обычно δU = 2,8.10-4 см, что соответствует половине пробега в уране среднего осколка деления. Коэффициент 1/2 учитывает тот факт, что из двух образовавшихся осколков деления только один может выйти в газ.
В ядерно-возбуждаемой плазме селективное заселение верхних рабочих уровней ЛЯН происходит сверху за счет процессов диссоциативной рекомбинации, реакций Пеннинга и перезарядки. Активная среда газовых ЛЯН обычно представляет собой бинарную смесь буферного газа с высоким потенциалом ионизации, и примесного
140