Регистрация / Вход
Прислать материал

Проведение исследований и разработка твердотельных устройств контроля радиационных потоков на основе алмазных полупроводниковых эпитаксиальных структур для перспективных атомных электростанций на базе ядерного реактора на тепловых нейтронах типа ВВЭР

Номер контракта: 14.577.21.0150

Руководитель: Афанасьев Сергей Анатольевич

Должность руководителя: Начальник технологического отдела НИИ информатика МИРЭА

Докладчик: Зяблюк Константин Николаевич, Начальник НПЛ №4 ООО "ПТЦ "УралАлмазИнвест"

Организация: федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "МИРЭА - Российский технологический университет"
Организация докладчика: федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Московский государственный университет информационных технологий, радиотехники и электроники"

Аннотация скачать
Постер скачать
Презентация скачать
Ключевые слова:
нейтрон, детекторы, эпитаксиальные структуры, ядерный реактор, ядерная безопасность

Цель проекта:
Создание технологической базы модернизации и развития аппаратуры контроля нейтронного потока, обеспечивающей повышение надежности эксплуатации существующих и перспективных атомных электростанций, в том числе, на базе ядерного реактора на тепловых нейтронах типа ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор). Создание новых типов твердотельных устройств контроля радиационных потоков на основе алмазных полупроводниковых эпитаксиальных структур. Актуальность данного проекта определяется насущной необходимостью создания и внедрения в отечественную промышленность и в хозяйственный оборот новых типов датчиковой аппаратуры для регистрации тепловых нейтронов на основе твердотельных детекторов, отличающихся ресурсосберегающими характеристиками, меньшими стоимостью, габаритами и энергопотреблением, улучшенными ТТХ, обеспечивающих многофункциональную автоматизацию и компьютеризацию измерений, конкурентоспособных на внешнем и внутреннем рынках.

Основные планируемые результаты проекта:
В ходе выполнения ПНИЭР должны быть получены следующие основные научно-технические результаты:
Исследованы принципы формирования чувствительных элементов датчиков радиационных потоков на основе алмазных полупроводниковых эпитаксиальных структур.
Разработана теория функционирования и взаимосвязей основных узлов устройств контроля радиационных потоков для перспективных атомных электростанций.
Разработана математическая модель функционирования устройства контроля радиационных потоков для перспективных атомных электростанций на базе ядерного реактора на тепловых нейтронах типа ВВЭР.
Разработана эскизная конструкторская и технологическая документация на изготовление макетных образцов чувствительных элементов датчиков радиационных потоков на основе алмазных полупроводниковых эпитаксиальных структур и устройства контроля радиационных потоков для перспективных атомных электростанций.
Изготовлены макетные образцы чувствительных элементов датчиков радиационных потоков на основе алмазных полупроводниковых эпитаксиальных структур и устройства контроля радиационных потоков для перспективных атомных электростанций.
Разработаны технические требования и предложения по разработке, производству и эксплуатации продукции с учетом технологических возможностей и особенностей индустриального партнера - организации реального сектора экономики. Проведена технико-экономическая оценка рыночного потенциала полученных результатов. Разработан и реализован комплекс мероприятий по продвижению, рекламе и коммерциализации продукции, планируемой к выпуску. Сопоставление ожидаемых результатов с аналогичными результатами зарубежных разработчиков из Национальной лаборатории Лоуренса в Ливерморе (США), Лос-Аламосской национальной лаборатории (США), ЦЕРН (Женева, Швейцария), Университета Хоккайдо (Саппоро, Япония), Университета Упсала (Швеция), фирмы «Element Six» (Великобритания) показали, что разрабатываемые детекторы ионизирующих излучений на основе алмазных полупроводниковых эпитаксиальных структур не уступают, а по некоторым параметрам (ресурс до ~1016 n/см2, работа при температурах до 150 0С) превосходят зарубежные аналоги.

Краткая характеристика создаваемой/созданной научной (научно-технической, инновационной) продукции:
В настоящее время реакторные установки ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор), работают на 20 атомных станциях России, Украины, Армении, Финляндии, Болгарии, Венгрии, Чехии, Словакии, Китая, Ирана и Индии. Это 23 энергоблока ВВЭР-440 общей мощностью 10120 мегаватт и 32 энергоблока ВВЭР-1000 общей мощностью 32000 мегаватт. В ближайшее время ряды российских атомных энергоблоков пополнятся новыми, готовящимися к пуску энергоблоками с реакторными установками ВВЭР-1000. Программой деятельности Госкорпорации "Росатом" на долгосрочный период (2009-2015 годы), утвержденной Правительством РФ в сентябре 2008 г., предусматривается строительство и ввод в эксплуатацию новых серийных энергоблоков АЭС с усовершенствованной РУ типа ВВЭР-1200. Главный аргумент в пользу выбора современных ВВЭР - безопасность.
В последних проектах реакторов типа ВВЭР реализованы самые современные подходы к обеспечению безопасности, основанные на принципе глубокоэшелонированной защиты и предполагающие несколько уровней безопасности, оптимальное сочетание многоканальных пассивных и активных систем безопасности. Информацией о параметрах цепной реакции систему обеспечивает аппаратура контроля нейтронного потока (АКНП), поэтому она является наиболее важной частью с точки зрения обеспечения ядерной безопасности. АКНП обеспечивает контроль физической мощности реактора, периода, реактивности, плотности потока нейтронов; формирование дискретных сигналов о превышении уставок срабатывания аварийной и предупредительной защит по нейтронной мощности и периоду, а также расчёт формы высотного энергораспределения в активной зоне, его характеристик (офсета) и коэффициента объёмной неравномерности. Все эти функции АКНП обеспечивает с помощью двух независимых комплектов, в состав которых входит различная аппаратура и подсистемы, а также блоки детектирования, расположенные в каналах биологической защиты реактора, в которые входят в качестве датчиков
ионизационные камеры деления.
До настоящего времени в устройствах, контролирующих потоки нейтронов, как правило, применяются газоразрядные детекторы. Такие детекторы обладают хорошей эффективностью регистрации, однако они имеют большие габариты, малый ресурс работы, требуют высокого напряжения питания. Кроме того, в таких детекторах применяется изотоп гелия – Не3, остродефицитный материал, запасы которого, в
настоящее время сильно сокращаются, что приводит к значительному росту цены на гелиевые детекторы нейтронов.
Известны работы по созданию детекторов нейтронов на теллуриде кадмия и на кремнии. Но эти детекторы ввиду свойств полупроводниковых указанных материалов чувствительны к гамма-фону. Для исключения влияния гамма-фона в этих детекторах на результаты измерений нейтронных потоков в детекторов встраивают электронные схемы отбора, разделяющие сигналы от гамма-фона и от нейтронов. При решении
ряда задач такой подход является продуктивным. Однако введение дополнительных электронных узлов в состав детектора неизбежно уменьшают надежность и радиационную стойкость.
В мире проводятся работы по использованию для регистрации быстрых нейтронов алмазных детекторов. При этом алмазные детекторы имеют относительно невысокую эффективность регистрации нейтронов – порядка 2-5 %, такие детекторы могут использоваться только для регистрации мощных нейтронных потоков. Актуальность данного проекта определяется насущной необходимостью создания и внедрения в
отечественную промышленность и в хозяйственный оборот новых типов датчиковой аппаратуры для регистрации тепловых нейтронов на основе твердотельных детекторов, отличающихся ресурсосберегающими характеристиками стратегического остродефицитного материала: He3; объем потребления которого для создания детекторов тепловых нейтронов (ДТН) составляет примерно 100-150 млн. руб.); меньшими стоимостью, габаритами и энергопотреблением, улучшенными ТТХ, обеспечивающих многофункциональную автоматизацию и компьютеризацию измерений, конкурентоспособных на внешнем и внутреннем рынках.

Назначение и область применения, эффекты от внедрения результатов проекта:
Результаты ПНИЭР найдут применение в целом ряде отраслей промышленности.
Перспективные направления применения результата:
- автоматизированные системы мониторинга ионизирующих и ядерных излучений для АЭС;
- системы контроля безопасности ядерно-физических установок;
- системы контроля радиационной безопасности на транспорте;
- разведка и эксплуатация месторождений полезных ископаемых;
- проведение мероприятий по охране недр и окружающей среды;
- технология изготовления активных устройств микро- и наноэлектроники на новых полупроводниковых материалах (алмазные материалы).
Созданные твердотельные устройства контроля радиационных потоков на основе алмазных полупроводниковых эпитаксиальных структур могут быть использованы для контроля мощности реакторов деления в ядерной энергетике, для контроля радиационной обстановки в процессах переработки и утилизации ядерного топлива, а также в других областях науки и техники, где необходим компактный детектор нейтронов с высоким ресурсом (до ~1016 n/см2). Внедрение систем экологического и радиационного контроля, созданных на основе предлагаемой разработки, обеспечит более качественный мониторинг окружающей среды и технических средств, что, несомненно, скажется на улучшении качества жизни и здоровье населения.

Текущие результаты проекта:
Рассчитана эффективность регистрации медленных нейтронов в конвертере на основе изотопа бор 10В, а также спектр сигналов детектора.
Установлен уровень дискриминации сигнала, позволяющий отсечь большую часть сигналов детектора, возникающих от взаимодействия с гамма-излучением.
Проведено исследование принципов создания устройств контроля радиационных потоков на основе алмазных полупроводниковых эпитаксиальных структур. Показано, что для регистрации сигналов с алмазного детектора необходимо использование зарядочувствительного усилителя, в котором интегрирование заряда происходит на емкости в цепи обратной связи операционного усилителя.

Конкурентные преимущества разработки по сравнению с существующими аналогами заключаются в уменьшении ресурсных характеристик (отказ от использования в своем составе стратегического остродефицитного материала (НеЗ), объем потребления которого для создания детекторов тепловых нейтронов составляет примерно 100-150 млн. руб.); меньшей стоимостью изделия, габаритами и энергопотреблением, улучшенными ТТХ, обеспечивающих многофункцио­нальную автоматизацию и компьютеризацию измерений, конкурентоспособных на внешнем и внутреннем рынках.