Исследование фундаментальных свойств материи, как на уровне атомного ядра, так и на уровне элементарных частиц, требует постоянного увеличения интенсивности пучков заряженных частиц, задействованных в экспериментах. Это, в свою очередь, приводит к необходимости разработки мишенных систем нового поколения, способных производить пучки вторичных частиц, имеющие высокую яркость. Таковыми, как правило, являются пучки нейтронов, радиоактивных ионов, антипротонов, позитронов и мю-мезонов.
Вслед за новаторскими исследованиями, проведенными в лабораториях CERN-ISOLDE [1] и CRC-Louvain-La-Neuve [2] на источниках радиоактивных ионных пучков (РИЛ) первого поколения, целый ряд научных институтов приступил к разработкам источников РИП второго поколения (REX ISOLDE, CERNHRIBF, Oak RidgeRIA, USAEURISOL, EU), способных, с одной стороны, получать интенсивности пучков на порядок выше существующих, с другой стороны, производить широкий спектр радиоактивных изотопов.
Особое внимание при этом уделяется пучкам ионов с высоким содержанием нейтронов в ядрах, получаемых при облучении специальных мишеней потоком нейтронов. Отметим лишь некоторые области, в которых применение РИП может внести существенный вклад в продвижение исследований.
Ядерная физика.
Исследование существующих стабильных и нестабильных ядер открывает только одну из форм строения ядер. Наличие же ядер с экстремальным протон-нейтронным соотношением позволяет изучать «сверхэкзотичные» ядерные структуры, приближающиеся к чистой нейтронной материи, исследовать границы существования ядер и синтезировать наиболее тяжелые из существующих ядер, внести ясность в поведение свободно ограниченных квантовых систем, получить новые типы ядерных структур, предсказанные ядерными моделями. Существующие модели базируются на экспериментальных знаниях о строении ядер, близких к стабильным и являются отражением частных аспектов более общих теорий. Построение новых обобщенных теорий ядерной структуры может базироваться на экспериментальных данных, полученных на основе использования установок РИП второго поколения.
Ядерная астрофизика.
Некоторые из наиболее важных явлений во Вселенной могут быть изучены с помощью РИП. Такие явления, как взрывы новых и сверхновых звезд, нейтронные звезды, рентгеновское и у-излучение связаны с процессами, протекающими в ядрах, а также процессами в ядрах, не существующих на Земле. С помощью установок РИП второго поколения можно получить экспериментальные данные, дающие возможность построения теории происхождения элементов, составляющих вселенную.
Проверка Стандартной Модели и фундаментальных законов сохранения.
Все современные физические теории основываются на фундаментальных законах сохранения. На сегодняшний день Стандартная Модель наилучшим образом описывает элементарные частицы и их поведение. Проверка стандартной модели может быть выполнена в экспериментах с применением РИП с чувствительностью, повышенной по сравнению с существующими возможностями.
Другие области применения.
Применение РИП открывает новые возможности для исследований и в других областях науки, таких как атомная физика и физика твердого тела, материаловедение и медицинские приложения. Каждое из этих приложений может получить уникальные возможности выбора изотопов с наиболее подходящими временем жизни, кинетической энергией и энергией распада, химическими свойствами.
Большое внимание в настоящее время уделяется так называемому ISOL (Isotope Separator On Line) методу получения РИП. Данный метод основывается на том, что поток первичных частиц из ускорителя (ядерного реактора) направляется на толстую горячую мишень из тяжелых элементов. Пары радионуклидов, образующиеся в результате взаимодействия частиц с веществом мишени, ионизируются на горячей поверхности источника ионов. Полученные ионы разделяются по изотопам, ускоряются до необходимой энергии и транспортируются в экспериментальную зону. ISOL техника используется более тридцати лет для производства и изучения короткоживущих изотопов в различных лабораториях (Таб. В.1). Так, на установке ISOLDE в CERN РИП получают дроблением ядер материала мишени протонами с энергией 1 ГэВ. На установке OSIRIS [3] в Швеции используют тепловые нейтроны из исследовательского реактора для облучения U. В настоящее время обсуждаются и разрабатываются сразу несколько новых проектов РИП, среди которых проект SPES в Национальных Лабораториях Леньяро (LNL), Италия [4−6].
Таблица В.1. Характеристики РИЛ установок на основе ISOL метода.
Проект, лаборатория Первичный пучок (ПП) Энергия ПП, МэВ Интенсивность ПП, цА РИП, Атомный номер Энергия РИП, МэВ/нук. Интенсивность ион/сек. Статус установки.
Louvain La Neuve P 30 500 6−31 0.6 — 27 5-Ю8 Рабочая.
Louvain La Neuve p, d, He 80 (P) 25 6−31 0.2−0.8 10у Строящаяся.
ISOLDE CERN P 1000 3 6−30 1 10у Рабочая.
SPIRAL GANIL С-Ar 100 МэВ /нукл. 8 <220 5−50 10* Проект.
RAL P 800 100 <80 6.5 10'- 10й Проект.
HRIBF Oak Ridge P 250 5 <150 5−10 10* - 10у Рабочая.
KEK Tsukuba P 3000 10 <150 6.5 104−10и Проект.
ISAC TRIUMF H" 500 100 <30 1.5 10″ -10″ Строящаяся.
SPES LNL p, d 100 МэВ /нукл. 100 кВт 80 -160 <5 10'-10й Проект.
Источник p/d.
BNCT.
Нейтронная мишень.
5 MeV Л.
RFQ.
ISCL.
U мишень.
Ионный источник Разделитель изотопов.
Умножитель заряда.
Разделитель э аряда.
С пс hi ро метр высокого разрешения.
Эксп. —.
ALPI.
Рисунок В.1. Схема установки SPES. ISCL — сверхпроводящий линейный ускоритель, ALPI — ионный линейный ускоритель, RFQ — ВЧ квадруполь, BNCT — установка для бор-нейтронной терапии.
Недавно Национальным Институтом Ядерной Физики Италии (INFN) была утверждена программа реализации первой стадии проекта под названием SPES (исследование и получение экзотических типов ядер), направленного на строительство в LNL установки РИП второго поколения на основе метода ISOL. Установка включает в себя (см. Рис. В.1) в качестве основного высокоинтенсивный 40 МэВ (150 кВт) riротонный/дейтронный линейный ускоритель, и ускоритель тяжелых ионов ALPI, используемый как пост-ускоритель. Первичный пучок протонов/дейтронов производит в конверторе нейтронной мишени 1014 нейтронов в секунду (внутри угла 20° в прямом направлении) с энергетическим центром в районе 14 МэВ.
Полученный таким образом поток нейтронов попадает на горячую толстую мишень из соединений 238и. Пары радионуклидов ионизируются, выводятся из мишени с энергией 20−60 кэВ и затем, после разделения по изотопам, попадают в экспериментальную зону для низкоэнергетичных экспериментов, или доускоряются до энергий 1−5 МэВ/нуклон. С помощью индуцированного нейтронами распада и может быть получен широкий спектр изотопов, включая ядра с высоким содержанием нейтронов. В отличие от процесса деления ядер под воздействием пучка протонов/дейтронов, распад, индуцированный быстрыми нейтронами, позволяет существенно увеличить отношение атомной массы продуктов деления к их атомному номеру.
Помимо энергетического распределения нейтронов, размеры нейтронной мишени являются наиболее важными параметрами, требующими всестороннего изучения с целью максимально повысить эффективность получения РИП. Особое внимание следует уделить термомеханическим свойствам материала конвертора, компактности геометрии мишени, надежности мишенного узла и его стоимости.
В ИЯФ СО РАН, Новосибирск, накоплен большой опыт по созданию различных конверсионных систем и источников заряженных частиц. В частности, в рамках сотрудничества ИЯФ и ЬЫЬ разработан проект горячей углеродной нейтронной мишени высокой интенсивности (~1014 нейтронов в секунду), облучаемой пучком дейтронов [7], ведутся исследования в области источника радиоактивных ионов — создан макет горячего источника, проработавший в рабочих условиях без ухудшения характеристик более 100 часов [8].
Важным этапом на пути к созданию нейтронной мишени является программа исследования физических и технологических аспектов нейтронного конвертора, выполняемая в сотрудничестве ИЯФ и ЬЫЬ. В качестве возможных кандидатов для изготовления конвертора рассматривались бериллий, жидкий литий, графит и графитоподобный материал на основе изотопа 13С, стеклоуглерод и карбид бора. Для каждого из этих материалов проведены исследования их свойств, определены критические параметры конвертора мишени [9].
Конвертор на основе жидкого лития является более привлекательным с точки зрения поглощенной мощности первичного пучка, чем бериллий. Однако поток горячего жидкого лития, содержащий радиоактивные продукты, создает дополнительные трудности в реализации конвертора мишени, связанные главным образом с безопасностью эксплуатации установки и ее высокой стоимостью.
Отличительной особенностью конвертора из бериллия является самый высокий выход нейтронов [10], однако его низкая температура плавления (1278 °С) не позволяет принимать первичный пучок большой мощности. Кроме того, бериллий является токсичным материалом.
Несмотря на меньший по сравнению с бериллием полный выход нейтронов, графит, изготовленный из природного углерода или изотопа 13С, является наиболее подходящим материалом для нейтронного конвертора. р 11.
Действительно, как C (d, n), так и С (р, п) реакции весьма эффективны, особенно в прямом направлении, где выход нейтронов сравним с выходом нейтронов из бериллия [5] (см. Рис. В.2). Графит нетоксичен и способен выдерживать значительные тепловые нагрузки. Снятие тепловой мощности с графитового конвертора не требует проектирования сложной системы охлаждения, поскольку основная часть мощности отводится тепловым излучением с поверхности графита и рассеивается в водоохлаждаемых стенках вакуумной камеры.
В рамках сотрудничества между ИЯФ СОРАН, LNL и ВНИИТФ, Снежинск, при поддержке МНТЦ (проект № 2257) разработан проект интенсивного источника радиоактивных ионов на базе протонного ускорителя, важнейшей частью которого является нейтронная мишень с конвертором из материала на основе изотопа 13С. Мишень представляет собой вращающийся металлический диск диаметром 1 м с закрепленными на нем пластинами конвертора. Конвертор облучается пучком протонов мощностью 150 кВт и поперечным размером 1 см. Основные требования, предъявляемые к мишенному узлу:
— нейтронная мишень должна принимать и рассеивать большую мощностьдо 150 кВтнейтронная мишень должна находиться в условиях вакуума ~ 10~6Торрмишенный узел находится в зоне с большим радиационным потоком и должен быть окружен биологической защитой.
10Е-Ю5 т.
1 0Е-Ю0.
10 20 X 40 50 60 Энергия, МэВ.
70 80 90 100.
Рисунок В, 2. Выход нейтронов (на 10 падающих протонов) в прямом направлении (0″ < а< 30°) и их энергетический спектр (МэВ) при облучении мишеней из различных изотопов протонным пучком с энергией 100 МэВ. Расчет с помощью программы МСЫРх.
Максимально возможное использование фактора увеличения интенсивности вторичного пучка приводит к предельным значениям плотности мощности, выделяющейся в мишени под действием первичных частиц. Причем уровни этой мощности и энергии первичных частиц настолько велики, что активация всего мишенного узла делает невозможной его ремонт или утилизацию в течение длительного времени. Указанное обстоятельство требует от мишенной системы особой надежности и простоты последующей утилизации.
Вышеперечисленные факторы определяют необходимость создания специализированной системы тщательной проверки и испытаний мишенной системы как поэлементно, так и в сборе. Такие испытания не должны приводить к активации мишени, и в тоже время должны гарантировать ее работоспособность при штатной эксплуатации. Практически единственной возможностью проведения подобных термомеханических испытаний является облучение мишени мощным электронным пучком с энергией не более 10 МэВ. Важно отметить, что испытательный стенд на основе такого ускорителя необходим не только для разработки мишенных систем, но и в процессе их тестирования перед введением в эксплуатацию.
Для проведения технологических испытаний мишенных сборок, при подготовке последних к установке под интенсивный ионный пучок высокой энергии, требуется ускоритель электронов на энергию около 1 МэВ с мощностью до 200 кВт и диаметром пучка в районе 1 см. Пучок принимается мишенью в вакууме и не выводится в атмосферу. Тем не менее, система транспортировки пучка должна обеспечивать работу как с вертикальным, так и с горизонтальным пучком, и иметь систему защиты ускорителя от аварийного разрушения элементов мишени. Дополнительно, такой ускоритель должен иметь развитую систему диагностики пучка и состояния элементов мишени для уверенного прогнозирования работоспособности мишени и ее подсистем. Специальное диагностическое оборудование также необходимо для детального изучения причин отказа мишени и разрушения ее элементов. Особое внимание должно быть уделено радиационной защите подсистем ускорителя и диагностического оборудования в процессе длительных испытаний с большой мощностью в принимаемом на мишень пучке.
Испытание всех элементов мишени и мишенной системы в целом является трудоемкой задачей, требующей значительных затрат средств и времени. Поэтому для изучения поведения системы в рабочих режимах целесообразным является проведение всестороннего моделирования, охватывающего основные физические процессы в мишени: нагрев конвертора, излучение с поверхности мишени, передача тепла в различные части конструкции, деформации и напряжения в узлах мишени под воздействием тепловых нагрузок и вследствие вращения, и т. д. Комплекс прикладных программ АЫБУБ [11,12], предназначенный для решения широкого спектра задач моделирования, является подходящим инструментом для анализа вышеперечисленных проблем. Моделирование, проведенное на его основе, наряду с результатами экспериментов с прототипами элементов мишени позволило бы прогнозировать поведение мишени при нагреве интенсивным протонным пучком, определять ее критические области и производить оптимизацию геометрических параметров.
Целями настоящей работы являются исследование и оптимизация схемы нейтронной мишени, включающие в себя: построение модели мишенной системы, выбор конструкции и материалов для ее реализации;
— проведение экспериментов с прототипами элементов мишени с целью изучения процессов теплопереноса в узлах мишени и уточнения расчета ее основных характеристик;
— расчет тепловых и механических режимов работы мишени и оптимизация ее геометрических параметров.
В Главе 1 сформулирован общий подход к решению проблемы создания нейтронной мишени, предложена ее модель, рассмотрены основные методы и средства ее исследования, каковыми являются эксперименты и численный анализ, рассмотрена методология использования программного комплекса АЫ8У8 в моделировании режимов работы мишени.
Для решения поставленных задач создан вращающийся прототип мишени, на котором были отработаны основные физические, технические и технологические принципы, легшие в основу проекта интенсивного источника нейтронов. Прототип предназначен для испытаний под электронным пучком ускорителя ЭЛВ-6 [13−15] с энергией 1.4 МэВ и мощностью до 50 кВт. С целью изучения механизмов теплопередачи между частями мишени был также изготовлен ее стационарный макет, который представляет собой элемент прототипа, выполненный в виде сектора металлического диска с частью конвертора, закрепленный на фланце вакуумной камеры и нагреваемый пучком электронов мощностью до 2 кВт. Система диагностики контролировала температуру в различных частях макета, что позволило получить исчерпывающую картину поля температуры и провести моделирование процессов переноса тепла в мишени. В Главе 2 описана конструкция макета, оборудование для экспериментов и методика измерения и контроля основных параметров конструкции, представлены схемы экспериментов с макетом и их основные результаты. Особое внимание уделено анализу тепловых и механических режимов работы макета, включающему: расчет тепловых режимов работы конструкции на основе численного решения трехмерного уравнения теплопроводности с учетом теплового излучения с поверхностей макета и зависимости свойств используемых материалов от температурырасчет термомеханических характеристик макета на основе численного решения уравнений упругости и термоупругости с целью определения максимальных термомеханических напряжений конструкции.
Глава 3 посвящена термомеханическому анализу вращающегося прототипа нейтронной мишени. Моделирование проводилось с помощью программного комплекса ANSYS с использованием данных о теплопередаче между частями конструкции, полученных для стационарного макета. Описаны эксперименты с прототипом мишени, ставящие целью определение тепловых и механических характеристик конструкции в различных режимах ее нагрева пучком. По завершению испытаний прототипа проведено сравнение результатов расчета с данными, полученными в процессе экспериментов. Продемонстрировано хорошее совпадение результатов численного анализа с экспериментальными данными, что делает возможным применение предложенной методики исследования для термомеханического анализа твердотельных высокотемпературных нейтронных мишеней.
Глава 4 посвящена выбору и оптимизации параметров 150 кВт вращающейся нейтронной мишени с учетом результатов экспериментов со стационарным макетом и прототипом мишени, а также проведенного численного анализа.
В Заключении приводятся основные результаты работы. В результате проделанной работы была продемонстрирована возможность создания нейтронного источника на основе протонного ускорителя, выбран оптимальный вариант его конструкции, с помощью экспериментов с прототипом и численного анализа определены его основные параметры, отработаны важнейшие физические, технические и технологические принципы и методики, использующиеся для создания i высокоинтенсивного источника нейтронов.
Материалы диссертационной работы опубликованы в работах [16−18]. Результаты докладывались на научных семинарах Института Ядерной Физики имени Будкера, лаборатории LNL-INFN (Италия), на российских и международных конференциях.
4.5. Основные результаты.
• Проведена оптимизация основных параметров 150 кВт нейтронной мишени, включая: диаметр мишени, длину и толщину пластины конвертора, диаметр вала, скорость вращения мишени, положение пучка на пластине конвертора. Оптимизация проведена для конвертора из графита и из материала на основе |3С для различных поперечных размеров протонного пучка;
• В результате проведенной оптимизации значения основных термомеханических величин составили:
— максимальная температура конвертора из графита — не более 2000 °C;
— максимальная температура конвертора из 13С — не более 1760 °C;
— максимальная температура металлической части конструкциине более 680 °C;
— максимальная температура вала — не более 150 °C;
— максимальное значение термомеханических напряжений — менее 7−108 Па.
— максимальная величина деформаций в конструкции — около 1 мм. Поскольку рабочая температура вала не превышает 150 °C, охлаждение подшипников не требуется;
Частота вращения мишени выбрана на уровне 20 Гц, так как при этом скачок температуры конвертора не превышает 25 °C, а максимальное напряжение от вращения составляет около 1.7−107 Па;
Диаметр вала существенно не влияет на величину напряжений в конструкции;
Положение пучка в середине пластины конвертора рассматривается как наиболее оптимальное с точки зрения минимальной температуры конвертора и относительно малого потока тепла из конвертора в вал.
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
.
В данной работе представлена конструкция твердотельной высокотемпературной мишени с конвертором из углеродного материала, облучаемым пучком протонов или дейтронов и способным производить интенсивный поток высокоэнергетичных нейтронов для получения радиоактивных ионных пучков. Предложены методы ее анализа на основе экспериментов с элементами прототипа (стационарным макетом мишени) и численного моделирования с помощью программного комплекса АЫ8У8.
В настоящее время прототип мишени, рассчитанный на мощность первичного пучка 50 кВт, успешно прошел термомеханические испытания под интенсивном электронным пучком ускорителя ЭЛВ-6. В номинальном рабочем режиме испытаны основные системы и узлы мишени, отработана методика измерений ее параметров.
Основными результатами представленной работы являются:
— Предложена оригинальный вариант конструкции высокотемпературной твердотельной нейтронной мишени с конвертором из природного графита или разработанного по оригинальной технологии материала на основе изотопа 13С. Конвертор с помощью графитовых цанг крепится к вращающемуся металлическому диску. Отвод тепла из рабочей зоны осуществляется за счет излучения с горячей поверхности конвертора.
— Разработана методика термомеханического анализа мишени, включающая в себя эксперименты со стационарным макетом мишени с целью определения теплопередачи между узлами конструкции и уточнения свойств используемых материалов, а также проведение на основе полученных данных численного моделирования для расчета основных термомеханических характеристик мишени. Экспериментальное исследование включало определение поля температур в макете с помощью пирометра, измеряющего температуру конвертора, и термопар, расположенных вдоль основания макета, определяющих поле температур в его металлической части. Численный анализ проводился на основе метода конечных элементов с помощью программного комплекса АЫБУБ. В моделировании учитывалось распределенное объемное тепловыделение в конверторе, тепловое излучение с поверхностей макета, а также коэффициенты теплопередачи через контакты между узлами конструкции, выбранные на основе данных эксперимента.
Разработанная методика была применена для анализа рабочих режимов прототипа нейтронной мишени. Прототип представлял собой стальной диск диаметром 30 см с закрепленным на нем конвертором, вращающийся с частотой 20 — 50 Гц. Конвертор прототипа нагревался интенсивным электронным пучком мощностью до 50 кВт. Излучаемая с конвертора тепловая мощность рассеивалась в водоохлаждаемых алюминиевых панелях. Проведенный анализ позволил прогнозировать поведение прототипа мишени в различных рабочих режимах, определить критические области конструкции с точки зрения поля температур и напряжений, возникающих при нагреве прототипа и его вращении, внести изменения в конструкцию охлаждающих панелей, позволяющие более эффективно осуществлять теплоотвод с поверхности конвертора. Выполненные в процессе испытаний прототипа мишени тепловые измерения продемонстрировали хорошее совпадение экспериментальных данных с результатами численного анализа и позволили сделать вывод о пригодности используемой для анализа модели для определения термомеханических параметров твердотельных высокотемпературных мишеней.
С помощью разработанных методов анализа был проведен расчет термомеханических характеристик нейтронной мишени, облучаемой пучком протонов с энергией 40 МэВ и мощностью 150 кВт.
Произведена оптимизация следующих параметров: диаметр мишени, длина и толщина пластины конвертора, диаметр вала, частота вращения мишени, положение пучка на пластине конвертора. В рамках программы создания источника РИП второго поколения впервые разработана высокотемпературная твердотельная нейтронная мишень с отводом тепла из рабочей зоны с помощью излучения, способная принимать первичный пучок большой мощности (до 150 кВт). Использование для анализа рабочих режимов мишени численного моделирования на основе программного комплекса ANSYS, несмотря на широту его возможностей, не смогло бы дать исчерпывающую картину о состоянии ключевых узлов конструкции при воздействии на них тепловых и механических нагрузок. Поэтому для расчета основных термомеханических характеристик мишени был применен метод анализа, включающий в себя, кроме численного моделирования, эксперименты с макетом мишени для выявления механизма передачи тепла через контакты между узлами конструкции и уточнения свойств используемых материалов.
Описанная в работе методика продемонстрировала работоспособность, будучи примененная для анализа режимов работы вращающегося прототипа нейтронной мишени. Результаты численного моделирования с использованием данных экспериментов с макетом мишени показали хорошее (лучше чем 10%) совпадение с данными температурных измерений, проведенных во время испытаний прототипа. Важное значение имеет возможность проведения расчетов напряжений, возникающих при нагреве конвертора пучком и вследствие вращения конструкции. Предложенная методика термомеханического анализа может быть использована при разработке различных конструкций твердотельных мишеней, а также других устройств, работа которых связана с тепловыми и механическими нагрузками и наличием контактов между узлами конструкции.
Данная работа выполнена при поддержке МНТЦ, проект № 2257.
В заключение выражаю глубокую благодарность научному руководителю работы П. В. Логачеву за руководство и помощь в процессе написания работы.
Искренне благодарю коллектив научных сотрудников, инженеров и лаборантов, принимавших участие в выполнении проекта МНТЦ № 2257.
