КОМПЛЕКС ИССЛЕДОВАНИЙ РАДИАЦИОННОЙ СТОЙКОСТИ МАТЕРИАЛОВ И ДЕТЕКТОРОВ ДЛЯ ИТЭР

30 проектов к 30-летию НЯЦ РК!

ПРОЕКТ № 27. 2019–2022 гг. КОМПЛЕКС ИССЛЕДОВАНИЙ РАДИАЦИОННОЙ СТОЙКОСТИ МАТЕРИАЛОВ И ДЕТЕКТОРОВ ДЛЯ ИТЭР

Республика Казахстан активно принимает участие в программах по управляемому термоядерному синтезу (УТС) в соответствии с международными соглашениями и меморандумами с различными странами. Основное направление работ – исследования свойств конструкционных и функциональных материалов, а также средств измерений, предназначенных для будущих реакторов термоядерного синтеза. Известно, что в термоядерном реакторе конструкционные материалы будут подвергаться воздействию не только плазменных потоков, но и гамма-нейтронного облучения. Казахстан имеет хорошо развитую реакторную базу (реакторы ИВГ.1М и ИГР в НЯЦ РК, г. Курчатов, и реактор ВВР-К в ИЯФ, г. Алматы) и материаловедческую базу для проведения радиационных и пост радиационных исследований.

В процессе многолетней работы учеными НЯЦ РК было проведено множество внереакторных и реакторных исследований по изучению влияния радиационного воздействия на свойства различных материалов, вследствие чего был накоплен уникальный опыт в области реакторного материаловедения. В связи с этим, в рамках договора о сотрудничестве между Организацией ИТЭР и НЯЦ РК, подписанного на полях выставки EXPO-2017, в 2018 году были заключены два соглашения на проведение исследовательских работ в поддержку международного проекта строительства ИТЭР. Основной целью первого соглашения являлись испытания радиационной стойкости оптоволокна и оптоволоконных датчиков температуры на основе ВБР решеток, которые предполагается использовать в измерительных системах ИТЭР.

По результатам проведенных испытаний были выбраны наиболее подходящие для использования в условиях эксплуатации термоядерного реактора оптоволокна и оптоволоконные датчики. Целью же работ по второму соглашению являлось измерение микроэлементов в химическом составе образцов бетона ИТЭР после реакторного облучения. Правильная оценка активации бетона является одним из ключевых моментов для точного определения диаграмм мощности дозы излучения после останова и вывода термоядерного реактора из эксплуатации, таким образом в результате реализации второго соглашения было определено содержание элементов, которые могут вносить основной вклад в радиационную обстановку в помещениях при эксплуатации и декомиссии будущего реактора ИТЭР.

Известно, что под действием излучения (например, быстрых нейтронов и гамма-квантов) в сетке кварцевого стекла оптического волокна возникают точечные дефекты (радиационные центры окраски, РЦО), поглощающие световой сигнал, распространяющийся по световоду. Радиационно-наведенные потери (РНП), возникающие при облучении, могут приводить кроме прочего к изменению коэффициента отражения (наряду с возможным изменением плотности, возникающим при облучении материала). При облучении наблюдается также люминесценция возбужденных ядерным излучением РЦО и собственных дефектов сетки (радиолюминесценция), а также излучение света Черенкова-Вавилова (при больших потоках ядерного излучения). Если рассматривать механизм повреждения оптоволокон, то он достаточно сложен. Очевидно, что расчетным образом оценить изменения параметров оптоволокон в условиях их комплексного облучения было достаточно сложно. Поэтому для испытаний образцов радиационностойкого оптоволокна от разных мировых производителей и оптоволоконных датчиков, изготовленных НЦВО «Фотоника» (Научный центр волоконной оптики, г. Москва), были разработаны и изготовлены экспериментальные облучательные устройства. Облучательные эксперименты проводились в два этапа. На первом этапе испытания проводились на исследовательском реакторе ИВГ.1М. На втором этапе проводились долговременные ресурсные испытания на реакторе ВВР-К.

По итогам проведенных испытаний был выполнен сравнительный анализ результатов, полученных на реакторах ИВГ.1М и ВВР-К. В реакторе ИВГ.1М скорость набора поглощенной дозы в оптоволоконных датчиках для мощности реактора 1 МВт составила ~ 260 Гр/с; для мощности 6 МВт – 1570 Гр/с.

В таблицах приведены для сравнения поглощенные дозы гамма-излучения и набранный флюенс нейтронов в исследуемых образцах для реакторов ИВГ.1М и ВВР-К, данные по РНП для исследуемых образцов при облучении на реакторах ИВГ.1М и ВВР-К. Следует отметить, что температуры образцов сильно отличались. На реакторе ИВГ.1М температура была порядка 250 о С, на реакторе ВВР-К при той же поглощенной дозе порядка 150 о С. Результаты показали, РНП образцов из полиимида сильно зависят от температуры. Интересен тот факт, что для образца IVG-Cu, который по итогам длительного реакторного облучения показал лучшие характеристики, уровень РНП при облучении на реакторе ИВГ.1М был одним из самых высоких. Таким образом по результатам проведенных испытаний было оценено влияние реакторного облучения на параметры оптоволокон и оптоволоконных температурных датчиков, что позволило выбрать оптимальный материал для использования в реакторе ИТЭР.

Что касается второго соглашения, то исследовательская работа заключалась в изучении активационных характеристик бетонов различных марок, которые будут использованы при эксплуатации и декомиссии реактора ИТЭР. Для проведения исследований был предоставлен керн бетона марки M8B, используемый в качестве конструкционного материала реактора ИТЭР, керн был получен из Франции с площадки строительства в г. Кадараш. Облучение образцов для инструментального нейтронно-активационного анализа проводилось на реакторе ИВГ.1М с использованием облучательного контейнера.

Гамма-спектрометрические измерения образцов, приготовленных из бетонных ядер «нормального» и «тяжелого», были выполнены после облучения в исследовательском реакторе ИВГ.1М при флюенсе тепловых нейтронов 5,3×1016 н/см2 с различным старением образцов от одного дня до одного месяца. При этом результаты определения элементного состава верхней и нижней частей блока «нормальный» совпадают с точностью до погрешности определения, а содержание элементов верхней и нижней частей блока «тяжелый», в целом, является одинаковым, за исключением различий по некоторым элементам, таким, как U, Zr, Fe. В составе образцов бетона «тяжелый» определено значительное содержание до 59 масс. % железа в виде FeO-Fe2 O3 (магнетит). Определено содержание элементов, которые могут вносить основной вклад в радиационную обстановку в помещениях при выводе из эксплуатации реактора ИТЭР.

Таким образом, в результате проведенных работ было определено содержание элементов (Cs, Eu, Sm, Tb, Tа), которые могут вносить основной вклад в радиационную обстановку в помещениях при декомиссии реактора ИТЭР.