Источники ультрахолодных нейтронов (УХН) — КиберПедия 

Двойное оплодотворение у цветковых растений: Оплодотворение - это процесс слияния мужской и женской половых клеток с образованием зиготы...

Механическое удерживание земляных масс: Механическое удерживание земляных масс на склоне обеспечивают контрфорсными сооружениями различных конструкций...

Источники ультрахолодных нейтронов (УХН)

2017-07-01 617
Источники ультрахолодных нейтронов (УХН) 0.00 из 5.00 0 оценок
Заказать работу

ВВЕДЕНИЕ

 

 

В феврале 2017 года исполнилось 85 лет с момента открытия Джеймсом Чедвиком нейтрона. На сегодняшний день имеются такие фундаментальные свойства нейтрона, значение которых определено с окончательной точностью, такие как спин, равный ½, четность (у нейтрона она положительна), барионное число B = 1. Однако, имеются и такие параметры, которые все еще не уточнены окончательно: время жизни нейтрона, угловые корреляции в теории β -распада, дипольный электрический момент, формфактор.

Ультрахолодными называют нейтроны, которые могут храниться в контейнерах, когда их кинетическая энергия меньше эффективного потенциала.

Такие нейтроны производятся не за счет дополнительного замедления тепловых нейтронов, а в результате редкого неупругого столкновения, итогом которого является потеря практически всей энергии нейтрона [1]. Исследования в области ультрахолодных нейтронов дали новые результаты для квантования энергии нейтрона в движущихся дифракционных решетках, для времени жизни нейтрона и для изучения его квантовых состояний в гравитационном поле Земли. Обнаружен также эффект «малого нагрева» ультрахолодных нейтронов при взаимодействии с поверхностью вещества [2]. В последнее десятилетие эксперименты показали ряд преимуществ использования ультрахолодных нейтронов для изучения бета-распада. В настоящее время спектрометр ЭДМ PNPI модернизирован и готовится к транспортировке в более интенсивный пучок ультрахолодных нейтронов на установке PF2 EDM в ILL. Целью является достижение точности 1·10-26 е·см, т.е. в 3 раза превышающей нынешний предел [3].

Использование УХН в физических экспериментах привлекательно благодаря возможности их длительного удержания в замкнутом объеме - ловушке. Впервые это явление было обнаружено в Лаборатории нейтронной физики ОИЯИ группой экспериментаторов под руководством Ф.Л. Шапиро [1]. Однако достигнутые плотности нейтронного газа и поныне оставляют желать лучшего. Поэтому в различных научных центрах ведутся работы по улучшению существующих или созданию новых интенсивных источников УХН для развития экспериментов по изучению свойств нейтрона и повышения точности результатов.

Основной целью настоящей работы является расчет тепловых потоков нейтронов на выходе из тангенциального канала исследовательского реактора ВВР-К в г. Алматы (Казахстан), которые в дальнейшем будут источниками уже ультрахолодных нейтронов с помощью моделирования в среде MCNP. Предпосылками для создания источника УХН на ВВР-К является наличие горизонтального сквозного касательного канала большого диаметра (192 мм). Планируется создание источника УХН на ИР ВВР-К по новой концепции УХН-источников, предложенной физиками из ЛНФ ОИЯИ и подробно изложенной в [4] на примере реактора ПИК в Гатчине (Россия).

Актуальность исследования: Использование УХН в физических экспериментах привлекательно благодаря возможности их длительного удержания в замкнутом объеме – ловушке.

Задачи исследования:

· получить спектры нейтронов в активной зоне и дефлекторе,

· рассчитать плотности потоков на входе и выходе в радиальный канал, на выходе сквозного касательного канала,

· определить распределение плотности потока нейтронов по длине радиального канала ГРК-1,

· рассчитать радиационный нагрев в различных материалах дефлектора,

· получить спектр тепловых нейтронов на выходе ГСКК.


 

ИСТОЧНИКИ УЛЬТРАХОЛОДНЫХ НЕЙТРОНОВ (УХН)

 

 

ВЗАИМОДЕЙСТВИЕ НЕЙТРОНОВ С ВЕЩЕСТВОМ

 

 

РАДИАЦИОННЫЙ НАГРЕВ

 

 

Различные источники радиационного излучения, такие как мгновенные гамма-лучи, производимые в результате деления, гамма-кванты продуктов деления, захватное гамма-излучение, гамма-излучение продуктов активации вносят вклад в гамма-излучение, создаваемое реактором.

Гамма-изучение при делении

Основным источником гамма-излучения в реакторе ВВР-К являются гамма-излучения при делении и продуктов деления урана-235. Энергия гамма-излучения, выделяемая при делении, делится на четыре временных интервала, причем первый и последний дают вклад более 90%. Эти временные диапазоны (t):

· Мгновенные t ≤ 0.05 μс (7.2 MэВ);

· Короткоживущие 0.05 < t ≤ 1.0 μс (0.43 МэВ);

· Промежуточные 1.0 μс < t ≤ 1.0 с (0.55 МэВ);

· Запаздывающие t > 1 c (0.65 МэВ).

Спектр гамма-излучения, производимый одновременно с делением 235U, и может быть аппроксимирован сегментированным подбором

· Г (E) = 6.6 при 0.1 < E < 0.6 MэВ;

· Г (E) = 20.2 exp (-1.78E) при 0.6 < E < 1.5 MэВ;

· Г (E) = 7.2 exp (-1.09E) при 1.5 < E < 10.5 MэВ.

Гамма-излучение продуктов деления

Большинство осколков деления или изотопов продуктов деления, полученных в результате деления, являются радиоактивными и распадаются путем бета- и/или гамма-излучения. Между 10-8 и 10-3 с после деления 235U основная часть гамма-излучения идет от распада изомеров в возбужденных состояниях в основное состояние, а затем - от бета-распада нестабильных ядер. Интегрирование по времени гамма-квантов от продуктов деления дает величину и форму распределения энергии, близкую к распределению мгновенных гамма-квантов: N(E) = 7.4 еxp(-1.1E) фотонов/деление/MэВ.

Во время вычислений эта часть распределения учитывается в распределении с мгновенными гамма-квантами деления.

Захватное гамма-излучение

Радиационный захват нейтронов при тепловых и эпитепловых энергиях ядрами материалов, присутствующих в реакторе, производит вторичные гамма-лучи, которые обычно называют захватными гамма-лучами. Они быстро испускаются из составных ядер, образованных за счет захвата нейтронов. Полная энергия, доступная для гамма-квантов от захвата, представляет собой сумму кинетической энергии налетающего нейтрона и его энергии связи в составном ядре.

Гамма-излучение продуктов активации

Иногда ядро, образованное нейтронным взаимодействием, может быть радиоактивным и распадается с определенным периодом полураспада, излучая фотоны и другие частицы. Эти гамма-лучи продуктов активации важны для конструкции защиты и вызывают особую обеспокоенность после остановки реактора. Значительное количество такого излучения испускаются из материалов, таких как, облученные образцы, конструкционные материалы и теплоноситель реактора, которые подверглись воздействию высокого потока нейтронов в активной зоне. Реакция 16O (n,p) 16N, вызванная активацией воды быстрыми нейтронами, испускает гамма-лучи с энергией 6,1 и 7,1 МэВ. Период полураспада составляет 7.4 с, достаточно короткий, чтобы обеспечить высокую активность в водяном теплоносителе [16].

 

 

МОДЕЛИРОВАНИЕ В MCNP

 

 

СКВОЗНОЙ КАНАЛ

 

 

На горизонтальном сквозном касательном к активной зоне канале (ГСКК) реактора ВВР-К в 1970-х годах также проводились эксперименты по изучению выходов УХН из различных замедлителей-конверторов [23]. Из замедлителя могут выходить только УХН, образовавшиеся в поверхностном слое толщиной порядка средней длины свободного пробега УХН. Этот слой замедлителя, называемый конвертором УХН, по конструктивным соображениям отделяют от основной массы замедлителя и помещают посередине ГСКК в максимально доступном потоке тепловых нейтронов [23]. Нами был рассчитан поток нейтронов в месте расположения конверторов с помощью MCNP.

 

Конвертер
ГСКК
Активная зона

Рисунок 4.2 Место расположения конвертора в ГСКК относительно активной зоны.

 

Были смоделированы следующие конверторы: гидрид циркония (II), алюминий и вода. Значения потоков даны в таблице 4.1.

 

Таблица 4.1

Плотности потоков нейтронов на месте расположения конвертора в ГСКК

 

Вещество конвертора Ф, см-2 с-1 при Е < 0,6 эВ Ошибка Ф, см-2 с-1 при Е>1 МэВ Ошибка Ф, см-2 с-1 эксперимент, [23]
Гидрид циркония 5.2075E+12 0.0190 1.0732E+12 0.0469 5.0E+12
Алюминий 5.7688E+12 0.0204 1.1510E+12 0.0540
Вода 5.2868E+12 0.0204 9.2246E+11 0.0489
Без конвертора 5.9322E+12 0.0204 1.177535E+12 0.0565

 

Как видно из таблицы, значения потока тепловых нейтронов, посчитанного с помощью MCNP с гомогенной активной зоной, и потока в эксперименте, проводимого в 1975 году [23], примерно совпадают и почти не зависят от материала конвертора. Конверторы с гидридом циркония и водой имеют в составе водород, поглощающий нейтроны, так же как и алюминиевый конвертор имеет большое сечение захвата нейтронов. В силу этого, в отсутствие конвертора, поток нейтронов больше, так как нет в составе веществ с большими сечениями поглощения нейтронов.

Радиационный нагрев является важной проблемой в работе исследовательских реакторов и безопасности топлива. Поэтому были посчитаны радиационные нагревы в ячейках-конверторах на ГСКК и ГРК-1. Результаты моделирования представлены в таблице 4.2.

 

Таблица 4.2

Радиационные и нейтронные нагревы в конверторах

 

Канал Ячейка для конвертора Нейтронный нагрев, Вт Погрешность Радиационный нагрев, Вт Погрешность
ГРК-1 ZrH2 36,3 0.0189 50,71 0.0166
ГСКК ZrH2 52,81 0.0187 35,5 0.0307
Al 0,65 0.0577 14,23 0.0338
H2O 7,06 0.0483 5,88 0.0459

 

 

4.2 НЕЙТРОННЫЕ ПОТОКИ С ТВЭЛАМИ ВВР-КН

 

 

Успешно опробованная выше гомогенная модель была использована для расчета характеристик экспериментальных каналов на обновленном реакторе. Геометрия реактора и состав активной зоны описаны выше в разделе 3.2. После перевода реактора на тепловыделяющие стержни 19%-го обогащения, ВВР-КН, радиальный размер его активной зоны резко сократился и теперь для компенсации образовавшегося пустого пространства в корпусе АЗ используют «вытеснители»: Ве или Н2О. По существу они являются отражателями, которых не было в реакторе с 36%-ми ТВС ВВР-Ц. Ниже мы сообщаем результаты моделирования нейтронных характеристик каналов для варианта ВВР-К с отражателем из бериллия. Моделирование с Н2О-отражателем так же было выполнено и показало почти трехкратное уменьшение плотностей тепловых нейтронов в каналах, внешних по отношению к новой активной зоне.

Внешний источник ультрахолодных нейтронов на сквозном канале требует установки в канал дефлектора, усиливающего поток тепловых нейтронов на выходе из канала, где располагается УХН источник. С помощью кода MCNP были посчитаны нейтронные потоки в активной зоне, дефлекторе, a также в радиальном канале (ГРК-1). Летаргия ‘u’ определяется выражением [24]

 

, (4.1)

 

где

u= ln(E0/E) – летаргия;

E0 – постоянная интегрирования.

 

Обычно E0 = 10 МэВ, поскольку в процессе деления рождается малое количество нейтронов, энергия которых превышает данное значение. Нейтронный поток может быть выражен как функция летаргии. Если φ(u) – это поток в единичный интервал летаргии, то поток в бесконечно малом приращении du есть φ(u) du. Это должно быть равно потоку, выраженному как функция энергии φ(Е) dЕ, то есть

 

. (4.2)

 

Таким образом, можно найти соотношение, связывающее поток как функцию летаргии и поток как функцию энергии

 

. (4.3)

 

Зависимости плотности потоков нейтронов в единичный интервал летаргии от энергии показаны на рисунках 4.3 – 4.5.

Рисунок 4.3 Плотность потока нейтронов в активной зоне реактора ВВР-К на единицу летаргии u=1 (4.1).

 

Полученный спектр на Рисунке 4.3 отличается от спектра в гетерогенной активной зоне реактора ВВР-К, где согласно работе [19] преобладает поток тепловых нейтронов. Из физики реакторов известно, что из-за резонансного поглощения, высокой концентрации ядер в урановых стержнях и наличия большого свободного от поглощения пространства замедлителя, спектр нейтронов в гетерогенных системах обогащён в области тепловых энергий. Так как в нашей модели поглотитель уран равномерно распределен по замедлителю, то спектр в активной зоне должен быть обеднён в области тепловых нейтронов.

Рисунок 4.4 Плотность потока нейтронов на входе радиального канала ГРК-1 на единицу летаргии u=1.

 

Рисунок 4.5 Плотность потока нейтронов в дефлекторе ГСКК на единицу летаргии u=1.

Ранее упоминалось о том, что после активной зоны установлен слой воды толщиной 3,3 см. Как раз эта вода выступает дополнительным замедлителем быстрых нейтронов на их выходе из активной зоны реактора, так что начальная ячейка радиального канала уже с трех сторон окружена водой. По этой причине в спектре нейтронов в ГРК-1 тепловых нейтронов значительно больше. Спектр нейтронов в дефлекторе, удаленном от активной зоны, ещё более обогащен тепловыми нейтронами.

Были подсчитаны плотности потоков в различных ячейках: в дефлекторе, на входе и выходе каналов ГСКК и ГРК-1. Геометрия этих расчетов показана на Рисунке 4.6 на примере сквозного канала. Результаты представлены в таблице 4.3.

 

Таблица 4.3

Плотности потоков в пустых каналах (воздух)

 

Потоки нейтронов Поток тепловых n, см-2 с-1 Поток эпитепловых n, см-2 с-1 Поток быстрых n, см-2 с-1
Ячейка E < 0.4 эВ 0.4 < E < 1 эВ 1 эВ < E < 0.01 МэВ 0.01 < E < 1 МэВ E > 1 МэВ
Дефлектор (2,20±0,01)∙1012 (3,68±0,18)∙1010 (2,38±0,05)∙1011 (1,77±0,04)∙1011 (1,27±0,04)∙1011
Вход ГРК-1 (1,28±0,01)∙1013 (2,38±0,08)∙1011 (1,56±0,02)∙1012 (8,91±0,16)∙1011 (5,6±0,1)∙1011
Выход ГСКК (1,31±0,02)∙108 (1,41±0,07)∙106 (1,62±0,26)∙107 (1,02±0,07)∙107 (6,0±0,9)∙106
Выход ГРК-1 (1,13±0,01)∙109 (3,11±0,01)∙107 (2,30±0,03)∙108 (1,65±0,03)∙108 (2,41±0,07)∙108

 

В качестве других материалов дефлектора в ГСКК программой MCNP были смоделированы графит, бериллий и легкая вода. Имея в виду, что дефлектор направляет нейтроны в канал только из тонкого слоя вблизи своей «передней» поверхности, но испытывает радиационный нагрев по всей длине, важно подобрать оптимальную толщину для получения максимального потока тепловых нейтронов на конце ГСКК при минимальном нагреве дефлектора.

Y 0Vomsh+zOuSPA5x6cFi2uCGnevJ6/CUsfwEAAP//AwBQSwMEFAAGAAgAAAAhAO/gj0jeAAAACgEA AA8AAABkcnMvZG93bnJldi54bWxMj8FOhDAQQO8m/kMzJl6MW1CCgJSNMdHobV2NXrt0Foh0im2X xb93POlxMi9v3tTrxY5iRh8GRwrSVQICqXVmoE7B2+vDZQEiRE1Gj45QwTcGWDenJ7WujDvSC87b 2AmWUKi0gj7GqZIytD1aHVZuQuLd3nmrI4++k8brI8vtKK+SJJdWD8QXej3hfY/t5/ZgFRTZ0/wR nq83722+H8t4cTM/fnmlzs+Wu1sQEZf4B8NvPqdDw007dyATxMiOJCsZVVAWKQgGyrzIQOyYzPIU ZFPL/y80PwAAAP//AwBQSwECLQAUAAYACAAAACEAtoM4kv4AAADhAQAAEwAAAAAAAAAAAAAAAAAA AAAAW0NvbnRlbnRfVHlwZXNdLnhtbFBLAQItABQABgAIAAAAIQA4/SH/1gAAAJQBAAALAAAAAAAA AAAAAAAAAC8BAABfcmVscy8ucmVsc1BLAQItABQABgAIAAAAIQAUmPzjOgIAAFoEAAAOAAAAAAAA AAAAAAAAAC4CAABkcnMvZTJvRG9jLnhtbFBLAQItABQABgAIAAAAIQDv4I9I3gAAAAoBAAAPAAAA AAAAAAAAAAAAAJQEAABkcnMvZG93bnJldi54bWxQSwUGAAAAAAQABADzAAAAnwUAAAAA ">
Активная зона  
ГСКК
Дефлектор

Рисунок 4.6 Место расположения дефлектора. Материал дефлектора – тяжелая вода, толщина 10 см.

 

На рисунке 4.7 показана зависимость плотности потока нейтронов при Е < 0,6 эВ от толщины тяжелой воды в качестве материала дефлектора. Для других материалов дефлектора зависимость плотности потока от толщины идентичная за исключением быстроты нарастания потока в начальной области толщин. Последнее связано с различием длин свободного пробега тепловых нейтронов в этих материалах, тогда как идентичность в остальной области определяется тем, что спектр и поток нейтронов в дефлекторе основном формируются окружающей водой.

Рисунок 4.7 Зависимость плотности потока тепловых нейтронов на конце ГСКК от длины D2O-дефлектора.

 

Как видно на графике, 2/3 плотности теплового потока дает именно дефлектор. Поток вначале растет до определенной толщины, далее выходит на постоянное значение, затем снова падает. Форма кривой нарастания в начальной области толщин характерна для экспоненциальной функции вида

 

, (4.3)

 

где

Ф0 –поток нейтронов в дефлекторе;

L – толщина дефлектора;

λ – длина свободного пробега.

 

Рассчитаем длину свободного пробега для тяжелой воды, легкой воды, графита и бериллия по формуле

 

(4.4)

 

где

n – число ядер в единице объема;

σ – полное сечение взаимодействия нейтрона с веществом дефлектора при тепловых энергиях. Данные по сечению были взяты [25].

 

 

Согласно этим цифрам и беря четыре длины λ, получаем ожидаемую толщину дефлектора: 8 см для D2O, 1.3 см для H2O, 9 см для C, и 4 см для Be.

На рисунке 4.8 параметр b=0,38 см есть длина свободного пробега λ для воды, А – нормировочная константа. Можно заключить, что данные, полученные в MCNP, имеют хорошее согласие с расчетной величиной λ = 0.33 см.

 

Рисунок 4.8 Зависимость с аппроксимацией под экспоненциальную кривую плотности потока тепловых нейтронов на конце ГСКК от толщины дефлектора. Материал дефлектора – лёгкая вода.

 

На конце ГСКК был посчитан поток поперек канала с шагом 2 см. Плотности потоков в среднем вышли одинаковые. Это говорит о том, что распределение нейтронов вдоль радиуса сквозного канала равномерное.

С помощью компьютерного кода MCNP были также посчитаны потоки нейтронов вдоль длины горизонтального радиального канала (ГРК-1). Результаты расчетов для двух энергетических интервалов (En< 0.4 эВ и En > 1 МэВ) приведены на рисунке 4.9.

 

Рисунок 4.9 Распределения плотности потоков нейтронов по длине ГРК-1.

 

Данные этого рисунка согласуются с распределением плотности потоков тепловых нейтронов, полученным в MCNP расчетах с гетерогенной моделью активной зоной и Ве-отражателем [26]. В частности, плотность потока тепловых и быстрых нейтронов на выходе из ГРК-1, сообщены равными 7∙108 нейтр/(см2∙с) и 4∙108 нейтр/(см2∙с), соответственно, в то время как наши «гомогенные» результаты следующие: 1∙109 нейтр/(см2∙с) для тепловых и 2,4∙108 нейтр/(см2∙с) для быстрых нейтронов.


 

4.3 РАДИАЦИОННЫЙ И НЕЙТРОННЫЙ НАГРЕВ МАТЕРИАЛОВ ДЕФЛЕКТОРА

 

 

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

 

 

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 (ξΣs) и макроскопического сечения поглощения (Σa).

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.

Как видно из Таблицы 4.5, полное число УХН, произведенных в источнике в секунду, будет определяться интегральным потоком, который на ВВР-К отличается от реактора ПИК на 3 порядка, поэтому PUCN = 5,2·104 УХН/с при диаметре канала 32 см. Аналогично, объемная плотность УХН в источнике тоже будет меньше в 1000 раз: ρUCN =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.– 1972 г. - № 2, вып. 4. – С. 973-978.

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.– 2016 г.– № 3, Т. 186.– С. 266-270.

3 Baker C. A. et al. Improved Experimental Limit on the Electric Dipole Moment of the Neutron // Phys. Rev. Lett.– 2006.– № 97 (131801).– Р. 155-160.

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.– 2016.– Vol 823.– 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 – 1971 г.– 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 // Материалы 4-й Всесоюзной конференции по нейтронной физике.– Киев, 1977 – 320 с.

7 Giovanna C. The Yellow Book: Guide to Neutron Research Facilities. – Grenoble, 2008.– 620 р.

8 Мостовой Ю.А., Мухин К.Н., Патаракин О.О. Нейтрон вчера, сегодня, завтра // УФН.– 1996. – Т. 166, № 9.– С. 995-1017.

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.–1983.– № 51(2).– 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.– 2013.– № 84 (013304).– Р. 151-145.

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.– 2012. - № 108(13).– Р. 131-140.

12 Zimmer O., Piegsa F. M., N. Ivanov S. Superthermal Source of Ultracold Neutrons for Fundamental Physics Experiments // Physical Review Letters.– 2011.– № 107 (134801).– Р. 88-97.

13 Piegsa F. M., et al., New source for ultracold neutrons at the Institut Laue-Langevin // Physical Review Letters C 90.– 2014.– № 015501.– Р.37-47.

14 Lychagin E.V. et al., UCN Source at an External Beam of Thermal Neutrons // Advances in High Energy Physics A.– 2015.– Vol 823.– Р. 47–55.

 

15 Владимиров В.И. Физика ядерных реакторов. Практические задачи по их эксплуатации.– Москва: Либроком, 2009.– 480 С.

16 Shoaib S.R., Asif S. Radiation shielding calculations for Pakistan Research Reactor-1.– Islamabad: 1990.– 34 Р.

17 Жотабаев Ж.Р., Колточник С.Н. Возобновление эксплуатации реактора ВВР-К // А.О.ИАЭ НЯЦ РК сб. ст.– Алматы, 1998. – С. 243-247.

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.– 2015.– Т. 118.– вып. 2.– 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. – 2012 г.– вып.3. –С. 7-13.

20 Черепнин Ю.С., Соколов С.А., Булкин С.Ю., Лукичёв В.А., Кравцова О.А., Радаев А.И. Перевод исследовательского реактора ВВР-К на низкообогащенное урановое топливо как основа для разработки и внедрения ТВС ВВР-КН в существующих и перспективных бассейновых исследовательских реакторах // Тезисы докл. III Межд. научно-техн. конф. по ядерной энергетике.– Москва: ОАО «НИКИЭТ», 2014.- 259 с.

21 Monte Carlo N-Particle Transport Code System: Manual ORNL.– Los Alamos, 2000.– 893 P.

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

23 Ахметов Е.З., Каипов Д.К., Конкс В.А., Стрелков А.В., Третьяков Л.И. Источники ультрахолодных нейтронов // Материалы 4-й Всесоюзной конференции по нейтронной физике.– Киев, 1977 – 320 с.

24 Neutron Fluence Measurements: Technical reports series – Vienna, 1970.– 200 p. - № 107.

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

26 Колточник C.Н. Измерение плотности потока нейтронов на выходе из горизонтального канала ГК-1 // Техническая справка.– 2016 г.– частное сообщение.

27 Мерзликин Г.Я. Основы теории реакторов.– Севастополь: СНУЯЭиП, 2011.– 216 C.

ВВЕДЕНИЕ

 

 

В феврале 2017 года исполнилось 85 лет с момента открытия Джеймсом Чедвиком нейтрона. На сегодняшний день имеются такие фундаментальные свойства нейтрона, значение которых определено с окончательной точностью, такие как спин, равный ½, четность (у нейтрона она положительна), барионное число B = 1. Однако, имеются и такие параметры, которые все еще не уточнены окончательно: время жизни нейтрона, угловые корреляции в теории β -распада, дипольный электрический момент, формфактор.

Ультрахолодными называют нейтроны, которые могут храниться в контейнерах, когда их кинетическая энергия меньше эффективного потенциала.

Такие нейтроны производятся не за счет дополнительного замедления тепловых нейтронов, а в результате редкого неупругого столкновения, итогом которого является потеря практически всей энергии нейтрона [1]. Исследования в области ультрахолодных нейтронов дали новые результаты для квантования энергии нейтрона в движущихся дифракционных решетках, для времени жизни нейтрона и для изучения его квантовых состояний в гравитационном поле Земли. Обнаружен также эффект «малого нагрева» ультрахолодных нейтронов при взаимодействии с поверхностью вещества [2]. В последнее десятилетие эксперименты показали ряд преимуществ использования ультрахолодных нейтронов для изучения бета-распада. В настоящее время спектрометр ЭДМ PNPI модернизирован и готовится к транспортировке в более интенсивный пучок ультрахолодных нейтронов на установке PF2 EDM в ILL. Целью является достижение точности 1·10-26 е·см, т.е. в 3 раза превышающей нынешний предел [3].

Использование УХН в физических экспериментах привлекательно благодаря возможности их длительного удержания в замкнутом объеме - ловушке. Впервые это явление было обнаружено в Лаборатории нейтронной физики ОИЯИ группой экспериментаторов под руководством Ф.Л. Шапиро [1]. Однако достигнутые плотности нейтронного газа и поныне оставляют желать лучшего. Поэтому в различных научных центрах ведутся работы по улучшению существующих или созданию новых интенсивных источников УХН для развития экспериментов по изучению свойств нейтрона и повышения точности результатов.

Основной целью настоящей работы является расчет тепловых потоков нейтронов на выходе из тангенциального канала исследовательского реактора ВВР-К в г. Алматы (Казахстан), которые в дальнейшем будут источниками уже ультрахолодных нейтронов с помощью моделирования в среде MCNP. Предпосылками для создания источника УХН на ВВР-К является наличие горизонтального сквозного касательного канала большого диаметра (192 мм). Планируется создание источника УХН на ИР ВВР-К по новой концепции УХН-источников, предложенной физиками из ЛНФ ОИЯИ и подробно изложенной в [4] на примере реактора ПИК в Гатчине (Россия).

Актуальность исследования: Использование УХН в физических экспериментах привлекательно благодаря возможности их длительного удержания в замкнутом объеме – ловушке.

Задачи исследования:

· получить спектры нейтронов в активной зоне и дефлекторе,

· рассчитать плотности потоков на входе и выходе в радиальный канал, на выходе сквозного касательного канала,

· определить распределение плотности потока нейтронов по длине радиального канала ГРК-1,

· рассчитать радиационный нагрев в различных материалах дефлектора,

· получить спектр тепловых нейтронов на выходе ГСКК.


 

ИСТОЧНИКИ УЛЬТРАХОЛОДНЫХ НЕЙТРОНОВ (УХН)

 

 


Поделиться с друзьями:

История развития пистолетов-пулеметов: Предпосылкой для возникновения пистолетов-пулеметов послужила давняя тенденция тяготения винтовок...

Адаптации растений и животных к жизни в горах: Большое значение для жизни организмов в горах имеют степень расчленения, крутизна и экспозиционные различия склонов...

Механическое удерживание земляных масс: Механическое удерживание земляных масс на склоне обеспечивают контрфорсными сооружениями различных конструкций...

Двойное оплодотворение у цветковых растений: Оплодотворение - это процесс слияния мужской и женской половых клеток с образованием зиготы...



© cyberpedia.su 2017-2024 - Не является автором материалов. Исключительное право сохранено за автором текста.
Если вы не хотите, чтобы данный материал был у нас на сайте, перейдите по ссылке: Нарушение авторских прав. Мы поможем в написании вашей работы!

0.146 с.