ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЕ В ОБРАЗЦЕ КРЕМНИЯ БОЛЬШОГО ДИАМЕТРА ПРИ ОБЛУЧЕНИИ В КАНАЛЕ РЕАКТОРА ИРТ-Т

В настоящее время нейтронно-трансмутационно легированный (НТЛ) кремний фосфором очень востребован силовой электроникой, благодаря свойствам, позволяющим коммутировать большие мощности. Особенно востребованы слитки кремния диаметром больше 10 см.

На реакторе ИРТ-Т имеется установка для НТЛ монокристаллического кремния, расположенная в одном из горизонтальных экспериментальных каналов со средней плотностью потока нейтронов . Установка позволяет легировать слитки кремния диаметром до 128 мм. Но к 2020 году планируется ввести в эксплуатацию новый вертикальный канала со средней плотностью потока нейтронов , предназначенный НТЛ слитков кремния с максимальным диаметром 20,4 см.

В связи с разработкой канала присутствует необходимость установления теплогидравлических режимов работы. Целью данной работы является расчет энерговыделения в образце кремния диаметром 20,4 см, высотой 50 см.

В качестве программы для расчета потока гамма-квантов в слитках кремния была взята MCU5. Модель реактора, выбранная для расчета, полностью соответствует текущей активной зоне реактора ИРТ-Т и представлена на рисунке 1. [1]

Рисунок 1. Схема активной зоны реактора ИРТ-Т: 1– стержни регулирования, 2 – 8-ми трубные ТВС, 3– 6-ти трубные ТВС, 4– горизонтальные экспериментальные каналы, 5– вертикальные экспериментальные каналы, 6– бериллиевые блоки, 7– экспериментальный канал с водой

Модель проектирующегося вертикального канала представляет собой образец кремния диаметром 20,4 см, находящийся в алюминиевой оболочке толщиной 5 мм, диаметром 22,4 см. Между алюминиевой оболочкой и образцом присутствует 5 мм зазор. Канал окружен графитом с гранями 50 см, 49,5 см и 68 см, который предназначен для замедления быстрых нейтронов до энергий близким к тепловым. Между графитом и алюминиевой оболочкой так же имеется 5 мм зазор. Зазоры предназначены для теплоотвода. Модель канала и графит были добавлены в уже имеющуюся модель (рисунок 2).

Рисунок 2. Схема активной зоны реактора ИРТ-Т с новым каналом и графитом

Было сделано продольное сечение канала, на котором показано положение образца в канале (рисунок 3). Расстояние от кремния до конца канала: снизу 5 см, сверху 13 см.

Рисунок 3. Сечение канала: 1– кремний, 2– алюминиевая оболочка, 3– вода, 4– графит

При расчете плотности потока гамма-квантов в MCU5 рассматривались частицы в диапазоне энергий от 0,6 до 6 МэВ. Частицы были поделены на три энергетические группы:

• От 0,6 до 2 МэВ
• От 2 до 6 МэВ
• 6 МэВ

Подразделение на энергетические группы позволит учесть при расчете энерговыделения изменение коэффициента линейного ослабления от энергии гамма-квантов.

На рисунке 6 представлено распределение плотности потока гамма-квантов по высоте образца с учетом каждой энергетической группы и области.

Рисунок 4. Распределение плотности потока гамма-квантов по высоте образца

Чтобы определить какое количество энергии выделяется в том или ином участке слитка образец по высоте был поделен на 50 частей, по 1 см каждый. Диаметр, равный 20,4 см был представлен как совокупность трех колец и окружности с диаметром 8,4 см (рисунок 5).

Рисунок 5. Деление диаметра на области

При расчете выделившегося тепла учитывалось воздействие только гамма-квантов, так как основное тепло в активной зоне выделяется вследствие взаимодействия этих гамма-квантов с материалами. Порядка 1-2 % от всего энерговыделения приходится на нейтроны, поэтому этим вкладом в энерговыделение можно пренебречь.

Количество выделившийся теплоты в каждом слое кремния при взаимодействии с гамма-квантами рассчитывался по формуле, использующейся при расчете тепловыделения в ядерных реакторах [2, с. 99]:

где,

– Переводной коэффициент, ;

, , – плотности потоков гамма-квантов при средних энергиях частиц, соответствующих каждой энергетической группе: = 1,6 МэВ, = 3 МэВ, = 6 МэВ, ;

, , - линейные коэффициенты ослабления гамма- излучения при средних энергиях частиц, соответствующих каждой энергетической группе, ;

Величина среднего удельного энерговыделения при взаимодействии с гамма-квантами составила . Энерговыделение во всем образце равно 1,58 кВт.

График распределения энерговыделения по высоте образца представленный на рисунке 7 строился с учетом предварительного разделения диаметра на области, чтобы продемонстрировать насколько отличается количество теплоты, выделившийся в центре от количества теплоты, выделившийся на периферии.

Рисунок 7. Распределение энерговыделения по высоте с учетом деления диаметра

Как видно из представленного распределения, количество тепла, выделяющегося в образце, имеет наибольшее значение на краях образца и уменьшается по мере приближения к центральной части образца.

Расчет энерговыделения можно верифицировать, сравнив значения, полученные в результате проведенных расчетов с экспериментальным значением энерговыделения зафиксированным в горизонтальном экспериментальном канале во время легирования 2 контейнеров с кремнием общей длиной 180 см и диаметром 127 мм. Зафиксированная величина равна, с учетом объема образца энерговыделение составило 900 Вт.

В рассмотренной модели канала величина среднего удельного энерговыделения составила , что с учетом объема образца составило 1,58 кВт. Такое отличие можно объяснить, рассмотрев и сравнив условия моделирования и эксперимента:

• плотность потока нейтронов в рассмотренном канале на порядок выше чем в горизонтальном, следовательно, энергия образующихся гамма-квантов выше;
•  при использовании термопары могла быть учтена не вся выделявшееся теплота, так как термопара фиксировала изменение температуры в определенном участке канала, то есть, не было учтено тепловыделение во всем канале;
•  помимо нагрева кремния происходил нагрев алюминиевой оболочки канала, следовательно, этот вклад мог быть зарегистрирован термопарой;
• значительный вклад в энерговыделение вносит размер образца. В рассматриваемой модели объем образца практически в 3 раза превышает объем образца, использующегося в горизонтальном канале.

По приведенным выше сравнениям можно сделать вывод, что расчет плотности потов гамма-квантов с использованием MCU5 и дальнейший расчет энерговыделения является наиболее точным, так как в этом случае, учитывается энерговыделение в каждой точке образца.

Список литературы:

1. Varlachev V A, Glukhov G G and Skuridin V S 2011 Research Nuclear Reactor IRT-T, Tomsk Polytechnic University (Tomsk:TPU Press)
2. Защита от ионизирующих излучений. В 2-х т. Т.2. Защита от излучений ядерно-технических установок. Учебник для вузов/ Н.Г. Гусев, В.П. Машкович, А.П. Суворов, Е.Е. Ковалев; Под ред. Н.Г Гусева. ­­– 2-е изд., перераб. и доп.–М.: Энергоатомиздат, 1983. – 336 с., ил.