Russian Federation
employee from 01.01.2021 until now
Belgorod, Russian Federation
Russian Federation
employee
Belgorod, Russian Federation
graduate student from 01.01.2022 until now
Belgorod, Russian Federation
employee
Belgorod, Belgorod, Russian Federation
UDK 66-91 Параметры состояния вещества
The article describes the technology of obtaining a highly effective composite radiation-protective material based on titanium-coated fraction of titanium hydride and alumina cement binder. The physical and mechanical properties of the resulting composite are investigated. The results of an experimental study of the radiation-protective properties of a composite material based on a titanium-coated titanium hydride and alumina cement fraction with respect to gamma and neutron radiation are presented. Point isotopic sources of fast neutrons Pu-α-Be (neutron energy - 4.5 MeV), isotopic source of gamma radiation Cs-137 (gamma-ray energy - 0.661 MeV) and isotopic source of gamma radiation Co-60 (average energy of gamma–quanta - 1.25 MeV) are used for measurements. The paper compares the effectiveness of protection based on composite and concrete. It is shown that with the same attenuation multiplicity of neutron radiation, the thickness of the protection from a composite based on a modified fraction of titanium hydride and alumina cement will be in ~ 1.7 times less than that of concrete. The use of composite materials based on a modified fraction of titanium hydride and alumina binder will significantly simplify the technology of mounting protection, reduce its weight and size characteristics, cost and increase reliability
titanium hydride, composite, radiation-protective properties, alumina cement, neutron radiation, gamma radiation
Введение. Несмотря на постоянное совершенствование режимов ядерной безопасности, вопрос обеспечения защиты от радиации на объектах ядерной энергетики является актуальным. Данный вопрос особо значим в связи с последними важными событиями на Белоярской АЭС: реактор БН-800 четвёртого энергоблока впервые переведён на работу с полной загрузкой активной зоны уран-плутониевым МОКС-топливом и утверждением дорожной карты строительства пятого энергоблока с реактором БН-1200М [1]. Эти события важны для развития атомной отрасли нашей страны, в особенности для перехода к двухкомпонентной атомной энергетике с замыканием ядерного топливного цикла. Одновременно с этим немаловажное значение имеют вопросы создания высокоэффективных радиационно-защитных конструкционных материалов для обеспечения безопасного функционирования реакторной установки.
Необходимым свойством для радиационно-защитных материалов реакторов на быстрых нейтронах является их термическая стойкость и эффективное ослабление нейтронного и вторичного гамма- излучений. Известно, что для эффективного замедления нейтронов требуются материалы с большим содержанием водорода. Одним из наиболее эффективных материалов нейтронной защиты является гидрид титана, обладающий высоким содержанием водорода и сечением неупругого рассеяния нейтронов на ядрах титана [2-6]. Для повышения термической стабильности гидрида титана на его на поверхности создают многослойную систему ловушек и диффузионных барьеров водорода [7].
В данной работе представлены экспериментальные исследования радиационной стойкости и радиационно-защитных свойств композиционного материала на основе гидрида титана, содержащего электрохимически осажденное титановомедное покрытие Ti(≡Ti–O–Cu–)Cu, по отношению к гамма- и нейтронному излучению точечных радиоизотопных источников в барьерной геометрии защиты.
Материалы и методы. В работе исследуется композиционный материал, состоящий из дроби гидрида титана, модифицированной титановомедным покрытием Ti(≡Ti–O–Cu–)Cu, глиноземистого цемента, суперпластификатора и воды. Данный состав обусловлен тем, что для создания высокоэффективных радиозащитных композитов для реакторов на быстрых нейтронах необходимо добиться максимального содержания водородсодержащего материала, т.е. дроби гидрида титана, а также плотности и подвижности композиционной смеси. Подвижность играет важную роль в случае заполнения полостей конструкций радиационной защиты для исключения образования в них пустот. Материал получали методом виброуплотнения с частотой колебаний виброплощадки 3000 в минуту при амплитуде 0,5 мм, с последующим твердением в естественных (стандартных) условиях в течении 28 суток. Для исследований использовались композиционные блоки размером 200×200×100 мм (3 блока) и 200×200×50 мм (1 блок), дополнительно подвергшиеся термической обработке при 400 °С до постоянной массы. Максимальная толщина слоя защиты составляла 35 см. Химический состав разработанного композиционного материала на глиноземистом цементе после рабочего режима сушки при 400 °С в течение 100 часов, представлен в таблице 1.
Таблица 1
Химический состав композита на основе модифицированной титановомедным покрытием дроби гидрида титана и глиноземистого цемента, масс. %
|
TiH1,982 |
Cu |
Ti |
SiO2 |
Al2O3 |
Fe2O3 |
CaO |
MgO |
SO3 |
TiO2 |
CuO |
H2O |
|
78,81 |
0,95 |
0,24 |
0,58 |
11,53 |
0,19 |
6,15 |
0,29 |
0,38 |
0,22 |
0,12 |
0,54 |
Физико-механические свойства разработанного композиционного материала на основе модифицированной титановомедным покрытием дроби гидрида титана представлены в таблице 2.
Таблица 2
Физико-механические свойства композита
|
Показатель |
Численное значение |
|
Объемная масса композиционной смеси, г/см3 |
3,39±0,03 |
|
Плотность (28 суток твердения), г/см3 |
3,36±0,03 |
|
Плотность (сушка 110 °С), г/см3 |
3,33±0,03 |
|
Плотность (сушка 400 °С), г/см3 |
3,28±0,03 |
|
Предел прочности при сжатии после 28 суток твердения (28 сут.Rсж), МПа |
38,2±1,2 |
|
28 сут.Rсж (сушка 110 °С), МПа |
42,4±1,2 |
|
28 сут.Rсж (сушка 300 °С), МПа |
41,5±1,2 |
|
28 сут.Rсж (сушка 400 °С), МПа |
40,5±1,2 |
|
Коэффициент подвижности смеси |
1,76±0,10 |
|
Коэффициент теплопроводности при 20 °С, Вт/(м ∙ К) |
4,35 |
|
Удельная теплоемкость, кДж/(кг×К) при 20 °С 50 °С 100 °С 150 °С 200 °С 250 °С 300 °С |
1,042 1,046 1,053 0,926 0,934 0,942 0,949 |
|
КЛТР, м ∙ град–1 |
5,21·10-6 |
Ослабление плотности потоков нейтронов и мощности дозы гамма- излучения измерялись в барьерной геометрии, когда источник излучения и детектор находятся не внутри исследуемой среды (бесконечная геометрия), а по обе стороны слоя защитного барьера заданной толщины. Блоки имели поперечный размер 20×20 см2 и толщину от 10 до 35 см, что соответствует 2-3 длинам свободного пробега излучения. С боков блоки и детектор были окружены дополнительно блоками из свинца (при гамма облучении) или полиэтилена (при нейтронном облучении), что позволило снизить утечку излучений в поперечных направлениях.
Для измерений использовались точечные изотопные источники быстрых нейтронов Pu-α-Be с выходом нейтронов 5,67×106 1/сек (энергия нейтронов - 4,5 МэВ), изотопный источник гамма-излучения 137Cs, активностью 7,95·109 Бк (энергия гамма-квантов – 0,661 МэВ) и изотопный источник гамма-излучения 60Co, активностью 4,16·108 Бк (средняя энергия гамма-квантов — 1,25 МэВ).
Основная часть. Измерения радиационных функционалов проводились при условиях, когда расстояние от детектора до источника было постоянным и соответствовало максимальной толщине защиты 35 см. Толщина композита набиралась согласно толщине каждого отдельного защитного блока. Кроме того, учитывалась поправка на геометрический центр детектирования (рисунок 1).
Рис. 1. Барьерная геометрия измерений ослабления нейтронного излучения от источника Pu-α-Ве: 1 –экран из полиэтилена, 2 – защитный композит
Для мощности дозы гамма-квантов (Рγ) и плотности потока быстрых нейтронов (Фб) поправка составляла 2 см, для плотности потока промежуточных и быстрых нейтронов (Фпр+б) – 7,6 см.
При измерениях ослабления плотности потока тепловых нейтронов между источником нейтронов Pu-α-Ве и исследуемым материалом (вплотную к источнику) размещался слой полиэтилена толщиной 8 см, играющий роль замедлителя нейтронов. При прохождении быстрых нейтронов через замедлитель на его внешней поверхности создавался источник тепловых нейтронов необходимой мощности. В отличие от измерений Рγ, Фб, Фпр+б, при измерениях плотности потока тепловых нейтронов Фт расстояние между детектором, расположенным вплотную к композиту, и источником менялось с толщиной слоя (рисунок 2). При обработке результатов измерений Фт учитывался фактор геометрического ослабления тепловых нейтронов в виде поправки 1/h, где h - расстояние между, источником нейтронов и детектором.
Рис. 2. Барьерная геометрия измерений ослабления плотности потока тепловых нейтронов от источника Pu-α-Ве: 1 –экран из полиэтилена, 2 – защитный композит
Экспериментально полученные функции ослабления плотности потоков нейтронов различных энергий в композиционном материале на основе модифицированной титановомедным покрытием дроби гидрида титана и глиноземистого цемента представлены на рисунке 3.
Рис. 3. Функции ослабления плотности потока нейтронного излучения Pu-α-Be источника композиционны материалом на основе модифицированной титановомедным покрытием дроби гидрида титана: 1 – быстрые нейтроны, 2 – промежуточные и быстрые нейтроны, 3 – тепловые нейтроны
Из представленных данных рисунка 3 следует, что функции ослабления имеют экспоненциальный характер, причем, начиная примерно с 15 см, крутизна их наклона становится практически одинаковой. Такой вид ослабления нейтронов характерен для водородосодержащих сред. Наиболее эффективное ослабление нейтронов на ядрах водорода происходит при их энергии не более ~ 2,0-2,5 МэВ за счет упругого рассеяния. Наиболее проникающими будут нейтроны с энергией больше 2,0 МэВ, так как чем больше энергия нейтронов, тем меньше сечение их упругого взаимодействия с водородом. При взаимодействии нейтронов данных промежуточных энергий с ядрами водорода происходит их быстрое замедление, так как в этой области энергии сечение взаимодействия нейтронов максимально. На расстоянии от источника превышающем более двух длин релаксации нейтронов источника, устанавливается равновесный спектр нейтронов, слабо изменяющийся с ростом толщины защиты.
В водородосодержащих композитах, начиная с определенной толщины, устанавливается равновесное распределение нейтронов всех энергий, в том числе и тепловых, т.е. нейтроны всех энергетических групп ослабляются одинаково. Кратность ослабления зависит от концентрации водорода. Чем больше ядер водорода в 1 см3 вещества, тем интенсивнее ослабление. В гидриде титана при этом, в сравнение, например, с водой концентрация ядер водорода на 20 % больше (8·1022 1/см3, против 6,5·1022 1/см3 для воды) [8]. При этом за счет более высокой плотности материала и наличия металлической составляющей, ослабление нейтронов происходит не только на водороде, но и на ядрах атома титана. Причем сечение взаимодействия нейтронов на титана и водороде практически сопоставимо при энергии нейтронов около 3 МэВ [8-13].
Исходя из характера кривых рисунка 5.3 ослабление нейтронов можно описать экспоненциальной функцией:
Ф(d) = Ф0·е-d/λ (1)
где Ф0 - плотность потока нейтронов без защиты, Ф(d) - плотность потока нейтронов за слоем защиты толщиной d; d – толщина защиты, см; λ - длина релаксации нейтронов, см.
Длина релаксации λ является величиной, характеризующей эффективность материала защиты. С физической точки зрения длина релаксации λ равна толщине слоя защиты, ослабляющей плотность потока нейтронов в е раз. Т.е. чем меньше λ для соответствующего функционала, тем эффективнее защитные свойства материала.
На толщине слоя Δh длина релаксации определяется выражением:
(2)
где Ф1 и Ф2 – плотность потока нейтронов на толщине композита h1 и h2.
Таким образом, представленные данные показывают, что пространственно-энергетическое распределение нейтронного излучения в композиционном материале защиты на основе модифицированной дроби гидрида титана и глиноземистого цемента формируется быстрыми нейтронами.
В таблице 3 приведены данные по длинам релаксации плотности потоков тепловых (Фт), промежуточных плюс быстрых (Фпр+б) и быстрых (Фб) нейтронов на толщине защиты 20-35 см.
Таблица 3
Длины релаксации нейтронов в композите на основе дроби гидрида титана модифицированной титановомедным покрытием
|
Функционалы, 1/см2·с |
Фт |
Фпр+б |
Фб |
|
λ, см |
6,52±0,18 |
6,53±0,18 |
6,58±0,18 |
Как видно из таблицы 3, значения длин релаксации для всех групп нейтронов близки и в среднем составляют 6,5±0,2 см. Для сравнения, длина релаксации быстрых нейтронов для воды равна ~ 10 см, а для серпентинитового бетона ~ 11,5 см.
Следует отметить, что измерения проводились на композите после сушки до постоянной массы при 400 °С, плотностью 3,28 г/см3. Кроме того, средняя энергия нейтронов спектра Pu-a-Ве источника - 4,5 МэВ, а спектр нейтронов деления ~ 2 МэВ, и, следовательно, для реакторного спектра значения длин релаксации будут несколько меньше, приведенных в таблице 3.
На рисунке 4 приведены функции ослабления мощности эквивалентной дозы гамма-излучения точечных источников: цезий-137 и кобальт-60. Измерения функционалов проводили при постоянном расстоянии от источника до детектора равным 35 см с учетом геометрического центра детектирования (рисунок 5). Для функции ослабления мощности дозы гамма излучения Рγ поправка на геометрический центр составляла 2 см.
Рис. 4. Функции ослабления мощности эквивалентной дозы гамма излучения изотопных источников на основе Cs-137 (1) и Co-60 (2) композиционным материалом на основе дроби гидрида титана модифицированной титановомедным покрытием
Рис. 5. Барьерная геометрия измерений ослабления гамма излучения Cs-137 и Co-60 композитом на основе модифицированной титановомедным покрытием дроби гидрида титана: 1 –свинцовый экран, 2 – защитный композит
Из представленных на рисунке 4 данных видно, что оба распределения имеют, как и для нейтронов, ослабляются по экспоненциальному закону, сохраняя постоянный наклон по всей толщине композита. Т.е. ослабление излучения происходит с постоянной длиной релаксации (λγ). Для энергии источника Cs-137 Еγ = 0,661 МэВ на толщине защиты 25-35 см λγ составляет (6,13 ±0,18) см, а для источника Co-60 с энергией Е= 1,25 МэВ величина λγ равна (7,81 ±0,18) см.
Таким образом, при плотности композиционного материала 3,2 - 3,3 г/см3 длина релаксации гамма излучения для энергии 1,0 - 1,25 МэВ составляет 7,5 – 7,8 см, а для энергии нейтронов 4,5 МэВ длина релаксации составляет 6,5 см, что в 1,6 - 1,7 раза меньше, чем в серпентинитовом бетоне, который используется в защите реакторов на тепловых нейтронах [14-15]. Это означает, что при одинаковой кратности ослабления нейтронного излучения толщина защиты из композита на основе модифицированной дроби гидрида титана и глиноземистого цемента будет в ~ 1,7 раз меньше, чем из бетона.
Использование композиционных материалов на основе модифицированной дроби гидрида титана и глиноземистого связующего позволит существенно упростить технологию монтажа защиты, снизит ее массогабаритные характеристики, стоимость и повысит надежность.
Выводы
- Описана технология получения и исследованы физико-механические свойства композиционного материала на основе модифицированной титановомедным покрытием дроби гидрида титана и глинозёмистого цементного вяжущего.
- Представлены экспериментальные исследования радиационно-защитных свойств материала на основе модифицированной титановомедным покрытием дроби гидрида титана и глиноземистого цемента по отношению к гамма- и нейтронному излучению точечных радиоизотопных источников в барьерной геометрии защиты.
- Показано, что, начиная с 15 см толщины защиты ослабление быстрых, промежуточных и тепловых нейтронов происходит с одинаковой интенсивностью, т.е. наступает равновесное состояние нейтронов. Пространственно-энергетическое распределение нейтронного излучения в композите формируется быстрыми нейтронами. Значения длин релаксации для всех групп нейтронов близки и в среднем составляют 6,5±0,2 см. Длина релаксации мощности дозы гамма-излучения на 25-35 см слое защиты составляет 6,13±0,18 см (для Еγ = 0,661 МэВ) и 7,81 ±0,18 см (для Еγ = 1,25 МэВ). Это в 1,6 - 1,7 раза меньше, чем в серпентинитовом бетоне, т.е. при одинаковой толщине материала эффективность защиты от нейтронного излучения разработанным композитом на основе электрохимически модифицированной дроби гидрида титана будет в 1,7 раз выше.
1. The BN-800 power unit of the Beloyarsk NPP after scheduled repairs has completely switched to MOX fuel [Energoblok BN-800 Beloyarskoj AES posle planovogo remonta polnost'yu pereshyol na MOKS-toplivo]. URL: https://www.rosenergoatom.ru/stations_projects/sayt-beloyarskoy-aes/press-tsentr/novosti/41946 (date of treatment: 13.10.2022).
2. Sheichenko M.S., Alfimova N.I., Vishnevskaya Ya.Yu. Modern composite radiation-protective materials for construction purposes [Sovremennye kompozicionnye radiacionno-zashchitnye materialy stroitel'nogo naznacheniya]. Bulletin of BSTU named after V.G. Shukhov. 2017. No. 5. Pp. 15-19. (rus)
3. Neklyudov I.M., Voevodin V.N. The modern status of radiation materials science [Sovremennyj status radiacionnogo materialovedeniya]. X Mezhdunarodnaya konferenciya «Vzaimodejstvie izluchenij s tverdym telom» Sbornik trudov. Minsk, Belarus. 2013. Pp. 128-130. (rus)
4. Pavlenko Z.V., Cherkashina N.I. On the use of numerical modeling in the development of radiation-protective materials [K voprosu ispol'zovaniya chislennogo modelirovaniya v razrabotke radiacionno-zashchitnyh materialov]. V sbornike: Energo- i resursosberegayushchie ekologicheski chistye himiko-tekhnologicheskie processy zashchity okruzhayushchej sredy Mezhdunarodnaya nauchno-tekhnicheskaya konferenciya. 2015. Pp. 79-83. (rus)
5. Cherkashina N.I. Using the method of X-ray phase analysis to study the properties of modified titanium hydride subjected to heat treatment [Ispol'zovanie metoda rentgenofazovogo analiza dlya izucheniya svojstv modificirovannogo gidrida titana, podvergnutogo termoobrabotke]. V sbornike: Energo- i resursosberegayushchie ekologicheski chistye himiko-tekhnologicheskie processy zashchity okruzhayushchej sredy Mezhdunarodnaya nauchno-tekhnicheskaya konferenciya. 2015. Pp. 117-120. (rus)
6. Matyukhin P.V. Inorganic radiation-protective metal-composite material for construction purposes [Neorganicheskij radiacionno-zashchitnyj metallokompozicionnyj material stroitel'nogo naznacheniya]. News of higher educational institutions. Construction. 2007. No. 9. Pp. 35-39. (rus)
7. Yastrebinsky R.N., Bondarenko G.G., Pavlenko V.I., Karnaukhov A. A. Diffusion-thermal phase transformations in titanium hydride containing a multi-quality system of hydrogen traps [Diffuzionno-termicheskie fazovye prevrashcheniya v gidride titana, soderzhashchem mnogobar'ernuyu sistemu lovushek vodoroda]. Perspektivnye materialy. 2021. No. 6. Pp. 5-15. (rus)
8. Leys J.M., Zarins A., Cipa J., Baumane L., Kizane G., Knitter R. Radiation-induced effects in neutron- and electron-irradiated lithium silicate ceramic breeder pebbles. Journal of Nucl Mater. 2020. No. 540. 152347. DOI:https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2020.152347
9. Bonny G., Konstantinovic M. J., Bakaeva A., Yin C., Castin N., Mergia K., Chatzikos V., Dellis S., Khvan T., Bakaev A., Dubinko A., Terentyev D. Trends in vacancy distribution and hardness of high temperature neutron irradiated single crystal tungsten. Journal of Acta Materialia. 2020. No. 198. Pp. 1-9. DOI:https://doi.org/10.1016/j.actamat.2020.07.047
10. Holmes-Siedle A., Van Lint A.J. Radiation Effects in Electronic Materials and Devices. Encyclopedia of Physical Science and Technology (Third Edition). 2003. Pp. 523-559. DOI:https://doi.org/10.1016/B0-12-227410-5/00644-X
11. Shulpekov A.M., Lepakova O.K., Radishevskaya N.I. Phase- and structural formation in the TiO2-Al-C system in the SHS process [Fazo- i strukturoobrazovanie v sisteme TiO2-Al-C v processe SVS]. Chemical Bulletin. 2018. No. 1. Vol. 1. Pp. 4-11. (rus)
12. Larionov V.V., Varlachev V.A., Shupeng Xu. Accumulation of hydrogen in titanium exposed to neutron irradiation. Journal of Hydrogen Energ. 2020. No. 45. Vol 30. Pp. 15294-15301. DOI:https://doi.org/10.1016/j.ijhydene.2020.04.014
13. Pavlenko V.I., Yastrebinsky R.N., Smolikov A.A. Radiation-protective concrete for biological protection of nuclear reactors [Radiacionno-zashchitnyj beton dlya biologicheskoj zashchity yadernyh reaktorov]. Perspektivnye materialy.2006. No. 2. Pp. 47-50. (rus)
14. Pavlenko V.I., Yastrebinsky R.N., Voronov D.V. Radiation-protective heavy concrete based on iron ore mineral raw materials [Radiacionno-zashchitnyj tyazhelyj beton na osnove zhelezorudnogo mineral'nogo syr'ya]. News of universities. Construction. 2007. No. 4. Pp. 40-42. (rus)
15. Pavlenko V.I., Yastrebinsky R.N., Voronov D.V. Heavy concrete for protection from ionizing radiation [yazhelyj beton dlya zashchity ot ioniziruyushchih izluchenij]. Building materials. 2007. No. 8. Pp. 2-4. (rus)
