Гидрид титана является наиболее перспективным материалом биологической защиты корабельных ядерно-энергетических установок (ЯЭУ) нового поколения благодаря высоким защитным характеристикам по отношению к нейтронному излучению. В сравнении с наполненными полимерами гидрид титана имеет более высокие температуры эксплуатации и допустимый флюенс нейтронов [1-16].

На основе гидрида титана в настоящее время разработаны и внедрены в промышленность четыре материала: брикетированный гидрид титана, порошок гидрида титана, крошка гидрида титана и компактный гидрид титана. Брикетированный гидрид титана и крошка гидрида титана имеют низкую температуру эксплуатации (до 200 °С), что ограничивает их использование в защите ЯЭУ. Применяемый компактный гидрид титана (ГТК), получаемый методом сквозного насыщения титановых заготовок водородом, имеет более высокую термическую и радиационную стойкость. Однако он не поддается механической обработке, в результате чего при формировании блоков защиты возникает необходимость в заполнении образующихся зазоров и полостей материалом на основе крошки гидрида титана и связующего портландцемента. Образующаяся композиция (ГТК-ПЦ) содержит до 5 % мелкой пылевидной фракции (менее 0,2 мм), которая является пожаро- и взрывоопасной, а также основным источником выделения водорода при высоких рабочих температурах эксплуатации.

В связи с этим авторами разработан высококонструкционный материал на основе дроби гидрида титана (ДГТ), позволяющий упростить технологию монтажа защиты ЯЭУ, улучшить ее качество и снизить стоимость. Проведенные испытания показали, что гидрид титана в виде дроби более прочен, не имеет микротрещин, не растрескивается в процессе работы, не образует мелкой взрывоопасной фракции и имеет более высокую температуру эксплуатации. Термостойкость дроби позволит использовать материалы на ее основе в защите, в условиях температурного режима, непосредственно после корпуса реактора [17-25].

Полученные на основе дроби с использованием связующего портландцемента композиционные материалы (КДГТ), найдут широкое применение в конструкции биологической защиты транспортных ЯЭУ от нейтронного излучения. Модифицирование дроби путем введения борсодержащих материалов, с возможным их остекловыванием на поверхности, позволит повысить термическую устойчивость и улучшить защитные свойства композита (КМДГТ) [26-34].

Цель исследования

Для оценки возможности применения разработанных материалов в биологической защите ядерных реакторов провести теоретические расчеты и экспериментальные исследования характеристик ослабления нейтронного и гамма излучения композициями на основе гидрида титана.

Материалы и методы исследования

В работе используется дробь гидрида титана плотностью 3,8 г/см3 и содержанием водорода 3,6 % масс., полученная путем сквозного насыщения расплава гидрида титана водородом в аппарате с прямым нагревом.

Исходя из предположения, что в реальных компоновках защиты водородосодержащим материалам обычно, чаще всего, предшествуют такие, как сталь или свинец, рассматривалось два типа композиций.

В композициях первого типа перед исследуемым материалом располагается сталь. Состав композиций: активная зона (85 см), железоводный отражатель (20 см), стальной корпус реактора (12,5 см), исследуемый материал (150 см).

В композициях второго типа перед исследуемым материалом располагается свинец. До корпуса реактора включительно состав композиций второго типа аналогичен составу композиций первого типа. Далее после корпуса реактора размещается водяной бак (15 см) и защита из свинца (30 см), а затем исследуемый материал (150 см).

Результаты исследования и их обсуждение

На основании полученных нейтронных и гамма полей были рассчитаны величины длин релаксации для плотности потока быстрых нейтронов и мощности дозы гамма-квантов в исследуемых материалах для областей с установившимся равновесным спектром.

Результаты расчета представлены в табл. 1 и табл. 2.

Длина релаксации быстрых нейтронов зависит от содержания в композиционном материале дроби гидрида титана. Величины lбн для материалов КДГТ и КМДГТ (плотность, соответственно, 3,325 и 3,320 г/см3) с максимальным содержанием дроби гидрида титана (соответствующим уплотненному состоянию дроби) на 3-8 % больше по сравнению с материалами ГТК и ГТК-ПЦ большей плотности (плотностью 3,8 и 3,4 г/см3).

В исследуемых материалах водород присутствует за счет основы  – гидрида титана. Добавка водорода за счет затворенной воды, которая может остаться в смеси после сушки, по меньшей мере, на порядок ниже и играет второстепенную роль. Поэтому композиционные материалы ГТК-ПЦ после термообработки при 300 °С (в предположении, что вся затворенная вода уходит), по своим свойствам не уступают материалам КДГТ и КМДГТ, в которых некоторая часть затворенной воды остается.

Как можно заметить, с увеличением толщины расчетного слоя исследуемого материала возрастает величина lбн. Это происходит вследствие ужесточения нейтронного спектра по толщине. А несколько меньшие значения lбн для композиций со сталью можно объяснить тем, что после стали формируется более мягкий спектр для нейтронов в интервале энергий выше 2 МэВ по сравнению со спектром после свинца, поэтому групповое сечение выведения быстрых нейтронов будет больше, а длина релаксации, соответственно, меньше.

Что касается гамма-квантов, то величина lг в материалах в композициях со сталью и со свинцом практически одинакова. Это говорит о том, что характер распределения мощности дозы гамма квантов (МДг) по толщине и величину МДг за защитой определяют натекающие на переднюю стенку и захватные гамма-кванты в начальном слое материала, толщиной несколько сантиметров. Причем в данном случае первая составляющая меньше второй, за исключением материала КМДГТ (за слоем стали).

В пользу такого заключения говорит следующее. Поскольку в рассматриваемых материалах гамма-кванты ослабляются меньше, чем тепловые нейтроны (lг > lт), то по мере увеличения толщины материала убыль первоначальных гамма-квантов (натекающих или образовавшихся в начальном слое) будет меньше, чем прибыль новых захватных гамма-квантов за счет тепловых нейтронов, которые ослабляются более сильно и не в состоянии давать заметную добавку в суммарную величину МДг. Поэтому величина МДг за материалом определяется источником гамма-квантов, находящимся либо в начальном его слое, либо перед ним, и образование собственных захватных гамма-квантов в остальной части материала, а для материала КМДГТ (после стали) вообще во всем материале, роли не играет.

Длина релаксации мощности дозы гамма-квантов в водородсодержащих материалах также изменяется в зависимости от содержания в них дроби гидрида титана, но в установившейся области спектра уже не зависит от впереди стоящего материала. Величины lг для материалов КДГТ и КМДГТ больше по сравнению с материалами ГТК и ГТК-ПЦ на 5 %.

Заключение

Таким образом, кратности ослабления нейтронного и гамма-излучений зависят от их спектров на передней границе исследуемого материала. Эти спектры формируются материалами конструкций, находящимися перед исследуемыми материалами.

Работа выполнена при поддержке проектной части Государственного задания Минобрнауки РФ, проект № 11.2034.2014/K и гранта РФФИ, проект № 14-41-08059.