ИТЭР МАТЕРИАЛДАРЫ МЕН ДЕТЕКТОРЛАРЫНЫҢ РАДИАЦИЯЛЫҚ ТӨЗІМДІЛІГІН ЗЕРТТЕУ КЕШЕНІ

Ұлттық ядролық орталықтың 30 жылдығына – 30 жоба!    

№ 27 жоба. 2019–2022 жж. ИТЭР МАТЕРИАЛДАРЫ МЕН ДЕТЕКТОРЛАРЫНЫҢ РАДИАЦИЯЛЫҚ ТӨЗІМДІЛІГІН ЗЕРТТЕУ КЕШЕНІ

Қазақстан Республикасы халықаралық келісімдерге және әртүрлі елдермен жасалған меморандумдарға сәйкес басқарылатын термоядролық синтез (БТС) жөніндегі бағдарламаларға белсенді түрде қатысады. Жұмыстың негізгі бағыты – конструкциялық және функционалдық материалдардың қасиеттерін, сондай-ақ болашақ термоядролық синтез реакторларына арналған өлшеу құралдарын зерттеу. Термоядролық реакторда конструкциялық материалдар тек плазмалық ағындардың ғана емес, сонымен қатар гамма-нейтрондық сәулелену әсеріне де ұшырайтыны белгілі. Қазақстанның жақсы дамыған реакторлық базасы (Курчатов қ., ҚР ҰЯО-да ИВГ.1М және ИГР реакторлары, Алматы қ., Ядролық физика институтында ВВР-К реакторы) және радиациялық және пострадиациялық зерттеулер жүргізуге арналған материалтану базасы бар.

Көп жылғы жұмыс барысында ҚР ҰЯО ғалымдары әртүрлі материалдардың қасиеттеріне радиацияның әсерін зерттеу бойынша реакторлық және реактордан тыс көптеген зерттеулер жүргізді, нәтижесінде реакторлық материалтану саласында бірегей тәжірибе жинақтады. Осы орайда EXPO-2017 көрмесі аясында қол қойылған ИТЭР ұйымы мен ҚР ҰЯО арасындағы ынтымақтастық туралы шарт шеңберінде 2018 жылы ИТЭР құрылысының халықаралық жобасына қолдау көрсету мақсатында зерттеу жұмыстарын жүргізуге екі келісім жасалды.

Бірінші келісімнің негізгі мақсаты ИТЭР өлшеу жүйелерінде қолданыл көзделіп отырған талшықты Брэгг торлары негізінде оптикалық талшықтар мен талшықты-оптикалық температура датчиктерінің радиациялық төзімділігін сынау болды.        Жүргізілген сынақтардың нәтижелері бойынша термоядролық реакторды пайдалану жағдайында қолдану неғұрлым қолайлы болып есептелетін оптоталшықтар мен оптоталшықты датчиктер таңдап алынды.

Екінші келісімнің мақсаты реакторлық сәулеленуден кейін ИТЭР бетоны үлгілерінің химиялық құрамындағы микроэлементтерді өлшеу болды. Бетонды активтендіруді дұрыс бағалау термоядролық реакторды тоқтатқаннан кейін және пайдаланудан шығарғаннан кейін сәулелену дозасы қуатының диаграммаларын дәл анықтау үшін маңызды сәттердің бірі болып табылады, осылайша, екінші келісімді іске асыру нәтижесінде болашақ ИТЭР реакторын пайдалану және декомиссиялау кезінде үй-жайлардағы радиациялық жағдайға негізгі үлес қосатын элементтердің мөлшері анықталды.

Сәулеленудің әсерінен (мысалы, шапшаң нейтрондар мен гамма-кванттар) оптикалық талшықтың кварц шыны торында жарық түтігі арқылы таралатын жарық сигналын сіңіретін нүктелік ақаулар (радиациялық боялу орталықтары, РБО) пайда болатыны белгілі. Сәулелену кезінде пайда болатын радиациялық-бағытталған шығындар (РБШ) тағы басқаларымен қоса (материалды сәулелендіру кезінде пайда болатын тығыздықтың ықтимал өзгеруімен қатар) шағылысу коэффициентінің өзгеруіне алып келуі мүмкін. Сәулелендіру кезінде сондай-ақ ядролық сәулеленумен қозған РБО және тордың меншікті ақауларының люминесценциясы (радиолюминесценция), сондай-ақ Черенков-Вавилов жарығының сәулеленуі (ядролық сәулеленудің үлкен ағындары кезінде) байқалады. Егер талшықтың зақымдану механизмін қарастыратын болсақ, ол өте күрделі. Оптоталшық параметрлерінің өзгеруін олардың кешенді сәулеленуі жағдайында есептеу арқылы бағалау өте қиын болды. Сондықтан әртүрлі әлемдік өндірушілердің радиацияға төзімді оптикалық талшық үлгілерін және «Фотоника» ғылыми орталығы (талшықты оптика ғылыми орталығы, Мәскеу қ.) жасаған оптикалық-талшықты датчиктерін сынау үшін эксперименттік сәулелендіру құрылғылары әзірленіп, жасап шығарылды. Сәулелендіру эксперименттері екі кезеңмен жүргізілді. Бірінші кезеңде сынақтар ИВГ.1М зерттеу реакторында жүргізілді. Екінші кезеңде ВВР-К реакторында ұзақ мерзімді ресурстық сынақтар жүргізілді.

Жүргізілген сынақтардың қорытындысы бойынша ИВГ.1М және ВВР-К реакторларында алынған нәтижелерге салыстырмалы талдау жүргізілді. ИВГ.1М реакторында 1 МВт реактор қуаты үшін талшықты-оптикалық датчиктерде сіңірілген доза жиынтығының жылдамдығы ~ 260 г/с құрады; 6 МВт қуаты үшін – 1570 г/с.

Салыстыру үшін кестелерде ИВГ.1М және ВВР-К реакторларына арналған зерттелетін үлгілердегі гамма-сәулеленудің сіңірілген дозалары мен нейтрондардың жиналған флюенсі, ИВГ.1М және ВВР-К реакторларында сәулелендіру кезінде зерттелетін үлгілерге арналған РБШ бойынша деректер берілген. Үлгілердің температурасы бір-бірінен өте қатты ерекшеленетінін атап көрсеткен жөн. ИВГ.1М реакторында температура шамамен 250 0С, ВВР-К реакторында дәл сондай сіңірілген дозада шамамен 150 0С болды. Нәтижелер полиимид үлгілерінің РБШ-сы температураға қатты тәуелді екенін көрсетті. Бір қызығы, ұзақ реакторлық сәулелену қорытындысы бойынша сипаттамалары ең жақсы IVG-Cu үлгісі үшін ИВГ.1М реакторында сәулелендіру кезіндегі РБШ деңгейі ең жоғары көрсеткіштердің бірі болды. Осылайша, жүргізілген сынақтардың нәтижелері бойынша реакторлық сәулеленудің оптоталшықтардың және оптоталшықты температура датчиктерінің параметрлеріне әсері бағаланды, бұл ИТЭР реакторында пайдалану үшін оңтайлы материалды таңдауға мүмкіндік берді.

Екінші келісімге келетін болсақ, зерттеу жұмысының мақсаты ИТЭР реакторын пайдалану және декомиссия кезінде қолданылатын әртүрлі маркалы бетондардың активтендіру сипаттамаларын зерделеу болды. Зерттеу жүргізу үшін ИТЭР реакторының консрукциялық материалы ретінде пайдаланылатын M8B маркалы бетон керні берілді. Керн Франциядан Кадараш қаласындағы құрылыс алаңынан алынды. Аспаптық нейтрондық-активациялық талдау үшін үлгілерді сәулелендіру сәулелендіргіш контейнерді пайдалану арқылы ИВГ.1М реакторында жүргізілді.

«Қалыпты» және «ауыр» бетон ядроларынан жасалған үлгілерді гамма-спектрометриялық өлшеу ИВГ.1М зерттеу реакторында жылу нейтрондарының 5,3×1016 н/см2 флюенсінде, бір күннен бір айға дейін әр түрлі тозған үлгілерді сәулелендіргеннен кейін жүргізілді. Бұл ретте «қалыпты» блоктың жоғарғы және төменгі бөліктерінің элементтік құрамын анықтау нәтижелері анықтау қатесіне дейінгі дәлдікпен сәйкес келеді, ал «ауыр» блоктың жоғарғы және төменгі бөліктерінің элементтері жалпы алғанда U, Zr, Fe сияқты кейбір элементтердегі айырмашылықтарды қоспағанда бірдей. «Ауыр» бетон үлгілерінің құрамында FeO-Fe2 O3 (магнетит) түріндегі темірдің 59 масс. %-ға дейінгі мөлшері анықталды. ИТЭР реакторын пайдаланудан шығару кезінде үй-жайлардағы радиациялық жағдайға негізгі үлес қоса алатын элементтердің мөлшері анықталды.

Осылайша, жүргізілген жұмыстардың нәтижесінде ИТЭР реакторының декомиссиясы кезінде үй-жайлардағы радиациялық жағдайға негізгі үлес қосуы мүмкін элементтердің (Cs, Eu, Sm, Tb, Та) мөлшері анықталды.