Глава 6
КАЛОРИМЕТРИЧЕСКИЕ ИССЛЕДОВАНИЯ ПРИ ПРОВЕДЕНИИ РАДИАЦИОННЫХ РАБОТ В РЕАКТОРЕ
Введение
Перспективы широкого использования ядерной энергии в энергетике, на транспорте, в космической технике могут быть реализованы за счет создания мощных, компактных и высокотемпературных ядерных установок. Решение этих задач требует постановки огромного количества экспериментальных исследований в поле реакторных излучений. Особое внимание уделяется радиационно-материаловедческим работам, призванным обеспечить установки радиационностойкими конструкционными, делящимися, изоляционными материалами, материалами теплоносителя, отражателя, замедлителя, регулирующих и контролирующих систем.
С этой целью на реакторах исследуются свойства различных типов образцов и элементов конструкций. Наибольший интерес вызывают испытания материалов непосредственно в процессе облучения, так как только в этом случае возможно моделирование всех специфических условий работы материалов в реальной обстановке. Материалы, подвергающиеся действию реакторного излучения, претерпевают, как известно, серьезные структурные изменения и в той или иной степени меняют свои свойства. Радиационное воздействие определяется различными параметрами облучения: интенсивностью излучения, его спектром, проникающей способностью, температурным режимом облучения материалов и их ядерно-физическими свойствами. Знание этих параметров является необходимым условием для интерпретации результатов исследований и для возможности оценки радиационных эффектов в материалах при использовании их в условиях, отличных от экспериментальных. Поэтому, наряду с улучшением методик облучения материалов, с повышением точности измерений радиационных эффектов необходимо совершенствовать методы определения параметров облучения, которые:
- должны дать надежную и единую основу для обработки результатов исследований;
- обеспечить эксперимент всей необходимой информацией, причем с учетом зависимости большинства параметров от времени.
К сожалению, в настоящее время ни первая, ни вторая проблемы не решены, хотя предпринимаются некоторые попытки, такие, как идентификация спектров нейтронов, производящих радиационные смещения атомов в кристаллической решетке.
На реакторе ВВР-М ИФ АН УССР и других реакторах тепловое действие излучения на материалы было использовано для решения некоторых задач по определению параметров облучения; при этом часто тепловые методы оказывались единственно доступными источниками информации об облучаемых объектах.
Исследуемые на ядерных реакторах калориметрические объекты разделяются на дозиметрические и материаловедческие. Дозиметрическими объектами служат, как правило, специально подобранные материалы с известными ядерно-физическими свойствами, по величине теплового эффекта в которых можно судить о параметрах поля излучения. При этом следует строго учитывать то обстоятельство, что дозиметрический объект при определенных условиях может внести существенное искажение в поле излучений, чего обычно стараются избежать или использовать для получения дополнительной информации.
Калориметрические исследования материаловедческих объектов преследуют в основном две цели:
- изучение радиационного нагрева материалов в поле излучений;
- определение радиационного воздействия излучения на материалы.
Измерение теплового эффекта непосредственно в материаловедческом объекте часто позволяет получить необходимую информацию без точного знания характеристик материалов, поля излучения, искажении поля, вносимых измерительной системой.
Настоящая глава посвящена обзору калориметрических работ, использующих именно материаловедческие объекты.
- Определение величины экспозиции при проведении радиационно-материаловедческих исследований
При исследовании радиационных эффектов выбор величины экспозиции является важным фактором для правильного понимания процессов, происходящих в облучаемых материалах.
Рассмотрим в общих чертах преобразование энергии ионизирующих (излучений реактора в веществе (рис. 6.1). Процесс преобразования представляет собой цепочку звеньев, каждое из которых может послужить в той или иной степени основой для выбора экспозиции при облучении.
По результатам исследований, при которых в качестве экспозиции использованы параметры поля D1, можно сравнить относительную стойкость материалов под действием определенного поля излучений за время облучения τ. Однако интерпретация результатов исследований, проведенных на различных материалах и тем более в полях с разными параметрами, сильно затруднена вследствие количественного и качественного различия в характере взаимодействия поля излучения с этими материалами.
Рис. 6.1. Преобразование энергии излучения в веществе.
Широкое использование в качестве экспозиции, например, потока нейтронов с энергией Е>1 Мэв или потока тепловых нейтронов связано с возможностью экспериментального измерения потоков пороговыми детекторами, а не с зависимостью поток — радиационный эффект. Следует заметить, что пороговыми детекторами трудно измерять потоки быстрых нейтронов с Е>0,5 Мэв или медленных с эв. Это вносит серьезные погрешности при использовании нейтронных потоков в качестве дозных характеристик реакторов различных спектров [64].
Излучения реактора, взаимодействуя с твердыми телами по известным механизмам, передают им некоторое количество энергии, определяемое как характеристиками поля излучения, так и ядерно-физическими свойствами облучаемого материала. Использование величины поглощенной энергии смешанного излучения реактора в качестве дозы D2 вполне оправдано для материалов, в которых основная часть энергии поля передается облучаемому объекту в результате одного процесса (например, ионизации), являющегося ответственным за радиационные изменения свойств объекта. К таким материалам относятся соединения с молекулярной связью, в которых линейные потери энергии слабо влияют на выход радиационных продуктов.
Ионизационные эффекты в системах с ковалентной и ионной связями также играют существенную роль, однако наряду с этим значительное влияние на многие свойства оказывают смещенные атомы. Поэтому поглощенная доза смешанного излучения может быть использована в первом приближении как экспозиция.
Для более точного ее определения необходимо ввести коэффициенты относительной эффективности производства данного типа радиационного эффекта по типу ОБЭ в биологии.
В случае металлов ионизационными эффектами обычно пренебрегают, поэтому в качестве дозы D3 нужно использовать не всю поглощенную энергию поля, а лишь часть ее, полученную материалом в результате упругих столкновений нейтронов, приводящих к смещениям атомов. С мощностью поглощенной дозы нейтронного излучения Раф связано определение плотности эффективного потока быстрых нейтронов Фаф, приводящего к смещениям [138]:
(6-1)
где χ(Е) — спектр нейтронов деления, нормированный к единице; Ed — минимальная энергия, необходимая для смещения; Σs—макроскопическое сечение упругого рассеяния нейтронов;
А — атомный номер замедлителя.
Некоторые радиационные эффекты имеют определенные энергетические пороги. Тогда эффективность потока излучения характеризуется множителем, учитывающим долю частиц в потоке, которые способны производить нарушения.
Следует отметить, что дозы Di и £>з практически не зависят от структуры материала и температурных условий облучения, они определяются полем излучения, сечениями взаимодействия его с электронами и ядрами облучаемого материала и их объемной концентрацией.
Количество первичных дефектов в материале D1 равным образом определяется дозами D2, D3 и структурными особенностями материалов (пороговая энергия образования дефекта, анизотропия свойств твердого кристаллического тела и т. д.). При этом можно считать влияние температуры на D4 незначительным. Следует, однако, учитывать образование дефектов по обычному термическому механизму, количество которых при определенных условиях может превысить число радиационных.
Количество первичных дефектов (плотность ионизации, число смещенных атомов, разрушенных молекулярных связен), определяемое экспериментальным или расчетным путем, является весьма удобным, физически обоснованным параметром при интерпретации и сравнении результатов. Действительно, можно считать материалы, облученные одинаковой дозой D, подвергшимися равному радиационному воздействию.
Первичные дефекты, такие, как смещенные атомы и вакансии, даже при низких температурах обладают заметной подвижностью, поэтому они могут рекомбинировать, образовывать скопления и петли дислокаций, взаимодействовать с окружающей средой, инициируя целый ряд процессов.
В материалах с молекулярными связями ионизация делает молекулы неустойчивыми и облегчает их деструкцию или сшивание. Возникающие при этом свободные связи могут взаимодействовать друг с другом или с нейтральными молекулами, образуя новые молекулы или структуры, которые, в свою очередь, могут быть неустойчивыми. Таким образом, первичный дефект — ионизация приводит к образованию химических продуктов, отличных от исходных. В радиационной химии конечные продукты реакций, измеряемые методами химической дозиметрии, служат в качестве дозы D, называемой радиационнохимическим выходом, являясь объективной мерой радиационной стойкости соединения.
В металлах первичные дефекты приводят к ускорению диффузии и всех процессов, связанных с ней, образованию пор, скоплений внедренных атомов и т. д. Вторичные дефекты в металлах могут быть устойчивыми в течение длительного времени после облучения и при относительно высоких температурах. Такие дефекты наиболее полно изучаются при отжиге облученных материалов в микрокалориметрических установках, измеряющих величину запасенной энергии. Запасенная энергия, подобно величине радиационнохимического выхода в молекулярных соединениях, находит все более широкое применение в качестве дозы. Здесь особо необходимо отметить влияние температуры, структурных свойств и начального состояния материала.
Радиационные эффекты в материалах измеряются как в процессе облучения, так и после него. Наблюдаемые при этом различия в величине эффектов показывают, что наряду с необратимыми при данных условиях нарушениями в объектах под облучением существует определенная динамически равновесная концентрация дефектов. Именно поэтому в зависимости от условий использования материала выбор величины экспозиции должен быть обоснованно связан с определенным звеном рассмотренной цепочки (см. рис. 6.1).
При изучении связи радиационных дефектов с изменением структурночувствительных свойств материала после облучения в качестве экспозиции наиболее целесообразно использовать запасенную энергию или радиационнохимический выход, непосредственно определяющие количество и структуру дефектов в материале.
Теперь рассмотрим вопрос о применимости калориметрических методов для определения экспозиции облучения.
Калориметрический датчик непосредственно измеряет полную поглощенную энергию в материале. Так как в некоторых материалах с молекулярной связью поглощенная энергия прямо определяет радиационные дефекты, калориметрические методы для этих случаев уже давно используются в реакторах и на других установках для облучения.
Если в калориметр поместить дозиметрический объект, то, как показано выше, можно легко определить компоненты поглощенной дозы, на основании которых рассчитывается D1, а при наличии соответствующих данных — D2 и D4. Так, в работе [75] по калориметрическим измерениям в наборе образцов определена зависимость поглощенной дозы нейтронного излучения от порядкового номера элемента Ζ, т. е. дозы D2. В кристаллических телах с металлическими связями основным типом радиационных дефектов является нарушение правильности строения решетки и, в частности, дефекты по Френкелю, которые возникают благодаря упругим атом-атомным столкновениям.
Первично смещенные атомы, обладая энергией выше порога ионизации, растрачивают ее сначала на ионизационные процессы, которые в металлах не приводят к каким-либо нарушениям. Значит, не вся величина поглощенной энергии нейтронного потока ответственна за повреждение кристалла. Поэтому необходимо учитывать расход энергии смещенных атомов на ионизацию (D3). Эта поправка в основном существенна для легких элементов; в материалах с большим Z энергия первично смещенного атома ниже порога ионизации и расходуется на упругие столкновения. Исходя из теории возникновения точечных дефектов за счет каскадных процессов передачи импульса, разработанной для случая твердосферного приближения Кинчином и Пизом [140], можно по величине поглощенной энергии нейтронного излучения определить число смещений, производимых в материале потоком быстрых нейтронов.
Если правую часть уравнения (1.46) для расчета каскада смещений под действием потока нейтронов умножить и разделить на среднее значение энергии, переданной атому при рассеянии нейтрона Т, и если учесть, что ФσNТ=Рп— энергия первично смещенных атомов в единице объема материала, то 
или
где k — отношение энергии нейтрона, расходуемой на упругие столкновения G и переданной первично смещенному атому Т (k=1 в случае Е≥Т); Е — пороговая энергия ионизации).
Конечно, использование более современных представлений о развитии каскадов смещений в кристаллах с учетом потенциалов взаимодействий, фокусирующих и краудионных столкновений несколько изменит количественные оценки Nd, но в пределах одного порядка.
Калориметрический метод применяется весьма широко для определения запасенной энергии в облученных материалах (D5). В этом направлении достигнуты существенные успехи.
Количество радиационных дефектов в кристаллических твердых телах после облучения оценивается также по изменению удельного электросопротивления материала. Однако подсчет числа дефектов с использованием этих данных дает расхождение с теорией в 5—10 раз [28], что можно объяснить, неточным знанием пороговой энергии смещения, недооценкой анизотропии рассеяния нейтронов и атомных столкновений, фокусирующих столкновений. Немаловажную роль играет то обстоятельство, что 80% дефектов могут находиться в комплексах, сопротивление которых в расчете на один дефект ниже, чем сопротивление изолированного дефекта. Кроме того, теоретические значения удельного сопротивления на один атомный процент вакансий и внедренных атомов, полученные различными авторами [143], различаются в 3-4 раза из-за неодинакового потенциала взаимодействия. Большие трудности возникают также при расчетах числа смещений по изменению постоянной решетки, объема кристалла и т. п.
Важную роль в изучении радиационных дефектов играет исследование механических, магнитных и теплофизических свойств материалов, комплексное изучение которых, по-видимому, сможет дать более точную информацию об образовании и накоплении радиационных дефектов, которую можно будет использовать в качестве экспозиции D4 и D5.
Исследование систем с нестабильными параметрами - в процессе облучения
Поглощающие материалы используются часто в качестве выгорающих поглотителей в гомогенной смеси с замедлителем или топливом для выравнивания тепловыделения по объему активной зоны. При этом необходимо оценить величины среднего потока нейтронов, среднего тепловыделения и изменение последнего со временем.
Рис. 6.10. Зависимость мощности тепловыделения в 235U от концентрации водорода и кадмия в образце.
Эти задачи также могут быть решены при использовании калориметрических систем, размеры которых ограничиваются лишь размерами экспериментальных каналов.
На рис. 6.10 представлена зависимость мощности тепловыделения от ядерной реакции деления в образцах из смеси 235U+Cd + C от концентрации кадмия при постоянной плотности 235U и одинаковых размерах образцов (высота Н=4,5 см, R=0,565 см).
Если поглощающий материал заменить водородсодержащим, то будет наблюдаться не уменьшение мощности тепловыделения в уране, а его рост, связанный со смягчением спектра тепловых и замедляющихся нейтронов в образце. На рис. 6.10 представлена также зависимость мощности тепловыделения от концентрации водорода, содержащегося в соединении. Образцы, представляющие собой гомогенную смесь 235U+ZrH1,7+C, имели следующие размеры: Н=5см·, 2R=1,6 см.
Калориметрическая методика может быть использована для определения газовыделения из гидрида циркония. Сравнение калориметрического метода с общепринятым методом измерения давления водорода [153] показывает, что некоторое превосходство второго метода в чувствительности и более низком пределе измерений может быть скомпенсировано значительным упрощением и удешевлением эксперимента при использовании калориметрического метода.
Рис. 6.11. Калориметрическое определение степени обезвоживания гидрата в процессе облучения.
Выбор в качестве водородсодержащего материала гидрида циркония обусловлен особой важностью этого материала как перспективного замедлителя для высокотемпературных реакторов.
Зависимость мощности тепловыделения в уране от изменения концентрации водорода в процессе облучения определялась для соединения ВаС1-2Н2О при средней температуре 150°С. В результате обезвоживания соединения, расположенного в кольцеобразном контейнере с внешним диаметром 58 мм и внутренним 8 мм, происходит уменьшение мощности тепловыделения в калориметре с урановым образцом (рис. 6.11), находящимся во внутренней полости контейнера. Кривые обезвоживания практически используются при определении оптимальных рабочих температур защиты реакторов из бетона, содержащего воду в кристаллизованном состоянии [157].
