Измерение сечений образования радиоактивных продуктов в протонных реакциях мишенных и конструкционных материалов электроядерных установок

• Автор: Карпихин, Евгений Игоревич
• Шифр специальности: 01.04.16
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2002
• Место защиты: Москва
• Количество страниц: 119 с. : ил + Прил(1-92: ил. )

Содержание
Введение

Г лава 1. Проекты электроядерных установок. Обоснование предмета исследования

1.1. Материалы, используемые в мишенных устройствах электроядерных установок

1.2. Информационный анализ ядерных данных о сечениях взаимодействия протонов промежуточных энергий с вероятными конструкционными и мишенными материалами ЭлЯУ
Глава 2 Методика экспериментального определения значений выходов радиоактивных продуктов протонных реакций

2.1. Методика определения значений выходов

2.2. Оценка погрешностей измерений

2.3. Анализ мониторных реакций

Г лава 3. Постановка эксперимента

3.1. Облучение экспериментальных образцов

3.2. Изготовление экспериментальных образцов
3.3. Измерения экспериментальных образцов и идентификация вторичных радионуклидов в спектрах у-излучения
Глава 4. Результаты измерений выходов
4.1. Интерпретация результатов измерений
4.2. Результаты экспериментов
4.3. Сравнение полученных результатов с опубликованными экспериментальными данными
Глава 5. Об определении выходов радиоактивных продуктов протонных реакций с повышенной радиационно-экологической опасностью
Заключение
Литература
Приложение к диссертации вынесено в отдельный том

Введение
В XXI веке ожидается существенное увеличение потребности в энергии, особенно в развивающихся странах, где рост населения наиболее высок. В различных сценариях прогноза рост потребности в электроэнергии к 2050 г. составляет от 2 до 8 раз по отношению к уровню 2000 г. при медианном прогнозе 4.7. Без ограничения выбросов сгорания органического топлива ожидаемое увеличение производства энергии может дестабилизировать глобальный климат. По этой причине индустриальные страны наметили в 2008-2012 гг. уменьшить суммарный выброс углекислого газа по крайней мере на 5.2% относительно уровня 1990 г. [1].
Возможности возобновляемых источников энергии ограничены и не могут покрыть требуемые уровни потребления энергии.
Ядерная энергетика практически не дает выбросов, способных вызывать изменение климата и, следовательно, она способна обеспечить потребности энергии без риска этих драматических изменений.
По этой причине вторая половина XX века ознаменовалась быстрым развитием ядерной энергетики как альтернативного традиционным энергоресурсам источника энергии [2]. Однако до сих пор развитие этого источника энергии сдерживается проблемами ядерной, радиационной и экологической безопасности. Особо важное место занимают вопросы предотвращения ядерных аварий (в первую очередь, связанных с потерей контроля над критичностью реактора), а также безопасного обращения с облученным ядерным топливом и радиоактивными отходами [3].
К началу 2001 года мировая ядерная энергетика включала 438 ядерно-энергетических установок [2]. Они ежегодно производят около 10000 т облученного топлива, из которых только 3000 т перерабатывается, а оставшаяся часть находится во временных хранилищах [4]. В настоящее время в них накоплено более 145000 т облученного ядерного топлива. Очевидно, что дальнейшая судьба ядерной энергетики зависит от решения проблемы безопасной утилизации как уже накопленных радиоактивных материалов, так и тех, которые она будет производить в дальнейшем.
Рассматриваются различные способы решения этой проблемы, существенно различающиеся по научным, техническим и организационным подходам [5, 6,

7]. К их числу, в частности, относятся концепции и технологии ядерной переработки (ядерной трансмутации) долгоживущих радиоактивных материалов и перевода их в относительно короткоживущие или стабильные нуклиды. Ясно, что, несмотря на неизбежные значительные затраты на обоснование, создание и промышленное внедрение этих технологий, такое направление несомненно является актуальным, поскольку позволяет решать проблему утилизации вторичных радиоактивных материалов наиболее кардинальным методом. Это нашло отражение в тематике многих международных конференций, симпозиумов, семинаров и совещаний, проведенных за последние несколько лет и посвященных почти исключительно проблеме ядерной трансмутации. [8- 20].
Одной из перспективных трансмутационных концепций является электро-ядерная технология, которая и рассматривается в настоящей работе. Ее физической основой является использование подкритического энерговыделяющего бланкета с интенсивным внешним источником нейтронов. В качестве такого источника служит мишень из тяжелого материала, облучаемая протонным пучком сильноточного высокоэнергетнческого (ток в пучке порядка 50 мА или более, энергия - 1 ГэВ) ускорителя.
Этот подход имеет два существенных преимущества. Во-первых, такая установка, в силу иодкритичности энерговыделяющего бланкета, гарантирована от разгонных аварий. Во-вторых, существует возможность реализации любых концепций энерговыделяющих бланкетов, обеспечивающих нейтронные спектры таких параметров, которые позволят создать оптимальные условия протекания реакций трансмутации.
В то же время совершенно очевидны физико-технические и инженерные трудности практической реализации электроядерной технологии. К числу главных из них (помимо создания сильноточных ускорителей с требуемыми техническими и экономическими параметрами) принадлежат проблемы обоснования и конструирования мишенных устройств (МУ). Очевидно, что наряду с выполнением главного функционального требования к МУ, каким является высокая нейтронная эмиссионная эффективность, его конструкция должна учитывать последствия неизбежного накопления, под действием падающего пучка протонов и образовавшихся нейтронов, большого количества вторичных продуктов реакций, значительная часть

где N ш=в,
V N(1 ' £ Иа
; В* = В-к„ ; ш№. = мл.>.
( Л ^ АВ }
1 іїм ) 1 ) { К,, і
Используя формулы (2-23) и (2-57), можно получить выражение для вычисления кумулятивного выхода первого нуклида по его у-линии в виде :

^_______________________Ум К.
71 і'Є ] '^1 'М Ца N Та!, Я ш

(2-58)
Используя же формулы (2-24), (2-25) и (2-57), можно получить выражения для определения кумулятивного выхода первого нуклида, а также независимого и кумулятивного выхода второго нуклида по его у-линии:

V У В 1-Є
А і А1 Л ,
N0 N Таё
/*2 І7,' А г ) г/ 2-є т ■ N
N Т7'
” л; ■' На
сит _ Ы , _, ____ сит
<7 , = СГ 2 + V. ■ СГ , =
СГ,.,
(2-59)
(2-60)
(2-61)
где = А0-,А1 = А,■ к^, И2 = Л2- .
Очевидно, что значения выходов, полученные по формулам (2-58), (2-59), должны быть одинаковыми, но в окончательных результатах чаще приводится значение, полученное из выражения (2-58), так как в этом случае точность его определения обычно выше.
В случае, когда несколько (п) нуклидов с различными периодами полураспада имеют одинаковую (в пределах разрешения спектрометра) энергию у-квантов, а предшественники у рассматриваемых нуклидов отсутствовали или же на момент измерения уже полностью распались; или же их периоды полураспада были значительно больше, чем у любого рассматриваемого нуклида (случай» экранировки), суммарная скорость счета в пике полного поглощения на момент времени будет равна сумме скоростей счета при регистрации у-квантов от каждого из нуклидов и может быть вычислена по формуле
п Л =1 к
к=1 1к, ~ *и, і,
е ' Л =
Л- ■ (Л, 6.)

(2-62)