Окончание табл. 6

Понятие о ядерной чистоте связано с понятием об эффективном сечении захвата нейтронов различными элементами-примесями. В табл. 6 приведены данные о сечениях захвата медленных нейтронов для некоторых элементов. Для металлов приведены также данные по температурам плавления. Элементы с σ>100 относятся к так называемым нейтронным ядам, в ядерно-чистом уране их содержание не должно превышать 10^–6 %. До возникновения ядерной энергетики ни один материал не требовал такой глубокой очистки. Именно это обстоятельство послужило основой для выделения процессов столь тонкой очистки в процессы с особым названием – аффинаж, а достигаемую степень чистоты назвать ядерной чистотой (т.е. чистота по элементам примесям – нейтронным ядам).

На ядерные свойства веществ влияет не одна какая-либо примесь, а их сумма.

Для количественной характеристики возможности захвата нейтронов в реальных системах введено понятие «коэффициента опасности». Общий коэффициент опасности примесей равен сумме коэффициентов опасности каждой из них x_iρ_i. Величина x – процентное содержание примеси, ρ – коэффициент захвата нейтронов данной примесью.

,

где σ_{A –} эффективное сечение захвата для данной примеси; 238 – атомная масса урана; А – атомная масса примеси. Максимальный допустимый суммарный коэффициент опасности установлен различным в разных странах:

США                           0,25 %

Канада                        0,20 %

Франция, Бельгия    0,15 %

Некоторые примеси опасны не с точки зрения захвата нейтронов, а с точки зрения нежелательного изменения физических свойств урана (к примеру, придают ему хрупкость). Поэтому кондиции на ядерно-чистый уран определяют не только максимально допустимую концентрацию примесей – нейтронных ядов, но и целого ряда других нежелательных примесей (табл. 7).

Таблица 7

Кондиции на содержание примесей в ядерно-чистом уране (Канада).

Особого внимания заслуживают области применения лития и его соединений в ядерной технологии.

Литий является источником тяжёлого изотопа водорода – трития, который используется в реакциях ядерного синтеза. Тритий можно получить при бомбардировке нейтронами лития-6:

⁶Li₃ + ¹n₀ = ⁴He₂ + ³H₁.

Содержание ⁶Li составляет примерно 7 % в природной смеси изотопов лития. Современная водородная бомба оснащена зарядом дейтерида лития-6. Создаваемый при взрыве ядерного «запала» поток нейтронов вызывает ядерную реакцию (n,α), приводящую к образованию трития. При температуре ядерного взрыва (~10⁸ К) тритий реагирует с дейтерием с выделением громадного количества энергии.

Важной областью ядерного применения лития является использование гидрида ⁶LiН для создания лёгких защитных экранов от нейтронного излучения.

Жидкий литий-7 можно использовать в качестве теплоносителя в ядерном реакторе ввиду его большого температурного интервала жидкого состояния (179–1317 °С), малой плотности (ρ=0,534 г/см³), большой теплоемкости, относительно малой вязкости, высокой теплоты парообразования, малого сечения захвата тепловых нейтронов (в 16 раз меньше, чем у натрия). Препятствием к применению жидкого лития является его сильное коррозионное действие.

Дейтерид лития-7 может служить более эффективным замедлителем нейтронов, чем тяжёлая вода.

Смесь Ra – Be используется при изготовлении ампульных источников нейтронов. При этом протекает реакция Be (α, n)С. Бериллий служит источником дополнительных нейтронов в ядерных установках: ⁹Be (n,2n)⁸Be. Кроме того, он характеризуется большой отражательной способностью по отношению к медленным нейтронам. В связи с этим вокруг реакторов для обеспечения малой критической массы (например, для транспортных реакторов) сооружают оболочки (зеркала) из бериллия и его соединений. Бериллий может входить в состав эффективных замедлителей. Для изготовления высокотемпературных частей реактора можно использовать бериллиевую керамику (изделия из BeO).

Одна из важнейших частей ядерного реактора – система управления и защиты реактора (СУЗ). Её функцией является осуществление управления работой реактора (включая стадии пуска и остановки – в том числе аварийной) и регулирование мощности на различных стадиях работы. Основой СУЗ являются специальные стержни, которые содержат элементы, сильно поглощающие нейтроны. Ввод (или аварийный сброс) этих стержней в специальные каналы СУЗ активной зоны реактора уменьшает коэффициент размножения нейтронов (реактивность) или полностью прекращает цепную реакцию деления.

Классическими поглощающими элементами являются бор и висмут. Введение в реактор (в водяной теплоноситель) борной кислоты или её солей позволяет осуществлять так называемое мягкое регулирование. Повышение мощности осуществляется понижением концентрации соединений бора в теплоносителе. С появлением возможности производства индивидуальных редкоземельных элементов в состав стержней СУЗ стали включать оксиды таких металлов, как Dy, Sm, Eu, Gd. Часто стержни СУЗ представляют собой так называемые «керметы» – смесь оксидов редкоземельных элементов с порошком металлического алюминия, из которой с помощью применяемых при производстве керамики технологических приёмов (спекание под давлением) производят мало отличающиеся по виду от металлических изделия (стержни). В последнее время металлической основой керметов является гафний, который обладает достаточно высоким сечением захвата нейтронов в сочетании с прекрасными антикоррозионными и другими техническими свойствами (химический аналог циркония).

В настоящее время требуется создание топлива, обеспечивающего длительную кампанию реактора (время или глубину выгорания) – в четыре-пять раз продолжительнее обычной.

Одним из критериев безопасной работы реактора является реактивность (ρ) – отношение отклонения коэффициента размножения нейтронов (К_эфф) от 1 к коэффициенту размножения:

Увеличение к_эфф определяется как положительная реактивность, уменьшение – отрицательная.

После загрузки свежего топлива возникает избыточная реактивность, для компенсации которой часто используют выгорающие поглотители нейтронов. Смысл явления выгорания состоит в прекращении поглощения нейтронов поглотителем после первого попадания нейтрона в его ядро (образуется новый изотоп поглотителя, обладающий малым сечением захвата нейтронов). Если в активную зону реактора загружается топливо с расчётом на длительную работу (в течение, к примеру, года), ясно, что количество делящихся ядер вначале будет заметно больше, чем в конце (чего не наблюдается при малых сроках выгорания, когда число делящихся ядер урана-235 уменьшается всего на несколько процентов). Для обеспечения длительного периода выгорания необходимо скомпенсировать избыточную реактивность в начале процесса, а по мере уменьшения количества делящихся ядер убирать поглотитель, что и происходит при использовании выгорающего поглотителя. В настоящее время выгорающий поглотитель помещают непосредственно в топливные таблетки при их изготовлении. Учитывая накопившийся негативный опыт с недостатками работы твёрдых подвижных поглотителей в виде стержней (недостатки конструкции, внезапный отказ техники и т.п.), саморегулирование реактивности с помощью выгорающего поглотителя представляется перспективным, повышающим уровень безопасности. Попытки увеличения степени безопасности реактора за счёт загрузки в него дополнительных поглотительных и регулирующих реактивность стержней приводит к значительному снижению выгорания топлива. При этом из-за недожигания топлива обостряется проблема хранения отработавшего топлива (из-за роста числа перегрузок и, соответственно, переполнения бассейнов выдержки). Попытки исправить положение увеличением степени обогащения урана изотопом U-235 приводит к неравномерности тепловыделения в активной зоне, перегреву графитового замедлителя (РБМК) и т.п. В связи с этим наиболее перспективно добавление в топливные таблетки из UO₂ эрбиевой или гадолиниевой присадки в виде оксидов этих металлов.

За аномально высокое значение сечения захвата тепловых нейтронов гадолинием отвечают изотопы Gd-155 (σ = 61000 барн) и Gd-157 (σ = 255000 барн), которые после захвата нейтрона превращаются в изотопы Gd-156 (σ = 2 барн) и Gd-158 (σ = 2,4 барн) – т.е. «выгорают». У эрбия основную роль в поглощении нейтронов играют изотопы Er-166 и Er-167, причём сечения захвата Er-167 на порядок больше, чем Er-166, однако оно заметно меньше, чем у поглощающих нейтроны изотопов гадолиния. В связи с этим эрбий выгорает существенно медленнее гадолиния и сохраняет своё воздействие на реактивность большую часть кампании.

В настоящее время изготавливаются топливные таблетки для реакторов типа ВВЭР с добавкой от 0,05 до 10 % оксида гадолиния. Реакторы типа РБМК практически полностью переводятся на уран-эрбиевое топливо.

Перспективным является использование гадолиния и эрбия, обогащённых по их природным изотопам, сильно поглощающим нейтроны. К примеру, в реакторах двигательных установок военно-морского флота частая замена топлива (непродолжительная кампания) крайне нежелательна. В связи с этим в них используют топливо с очень высокой степенью обогащения ураном-235 (десятки процентов), что требует применения выгорающих присадок с максимально большим сечением поглощения нейтронов (изотопно обогащённых). Рассматривается возможность применения смешанных Gd-Er присадок для обеспечения их эффективности в широком диапазоне энергий нейтронов. Проблема повышения степени выгорания топлива в быстрых реакторах связана с сохранением длительной прочности сталей оболочек твэлов. Задача решается дисперсным упрочнением сталей оксидами. Для этой цели в первую очередь используется Y₂O₃.

В реакторах с металлическим теплоносителем (расплавленный Na) конструкционные материалы не должны взаимодействовать с расплавом щелочного металла. К устойчивым металлам относятся: V, Nb, Ta.

В состав материалов радиационной защиты от нейтронов входят оксиды редкоземельных элементов: Sm, Eu, Gd, Dy. Для этой цели можно использовать смесь циркона с добавками соединений висмута.

Для безопасного хранения отработанного топлива при сооружении контейнеров используют сплавы с добавками V, Nb.

Смотровые стекла, защищающие от нейтронного излучения, включают до 10 % Gd₂О₃. Повышенную устойчивость к радиации придаёт стеклам добавка CeO₂, а также La₂O₃, Ta₂O₅, SrO. Стёкла, поглощающие тепловые нейтроны, содержат CdO, Li₂O, поглощающие γ-лучи – Ta₂O₅, Nb₂O₅.

Некоторые типы реакторов используют расплавное топливо, представляющее собой раствор фторидов урана и тория в расплавах фторидов лития, бериллия и циркония.

При конструировании некоторых типов твэлов применяют прокладки между топливными таблетками и стенкой твэльной трубки для защиты оболочки твэла (трубки) от воздействия выделяющихся при делении летучих продуктов. Материалом прокладок или защитных покрытий могут служить Zr, Nb, Re. Твэлы высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов имеют покрытие из BeO. Перспективными конструкционными материалами для реакторов на быстрых нейтронах и термоядерных реакторов являются сплавы V – 20 % Ti; V – 10 % Ti – 20 % Mo. В качестве конструкционного материала для реакторов - размножителей может найти применение Ta. Перспективным конструкционным материалом для ядерных реакторов, использующих жидкий натрий в качестве теплоносителя, является Re. В этих же реакторах для оболочек твэлов можно использовать аустенитную сталь с добавками кремния и титана.

Основным конкурентом циркония в качестве конструкционного материала ядерного реактора является нержавеющая сталь. Несмотря на увеличение захвата медленных нейтронов (2,5 – 2,6 барн против 0,19 – 0,22 барна для сплавов циркония), что требует повышения степени обогащения уранового топлива изотопом ²³⁵U, хромоникелевые аустенитные нержавеющие стали типа 12X18H10T обладают многими преимуществами перед другими материалами (дешевизна – твэльная трубка в несколько раз дешевле циркониевой, высокая жаропрочность и жаростойкость до 550–600 °С, простота обработки и т.п.).

Сталь для оболочек твэлов – практически единственный материал в случае реакторов на быстрых нейтронах, поскольку в таких реакторах  охлаждение осуществляется чаще всего расплавами тяжёлых (Pb, Bi, Sn) или щелочных (K, Na, Na-K, Li) металлов, которые слабо взаимодействуют со сталью.

Оборудование неактивной зоны (трубопроводы, теплообменники, парогенераторы и т.п.) изготовлены из различных сталей. На один энергоблок ядерной станции требуется от 30 до 50 тыс. т стали. Проблема сдвига под действием нейтронного облучения положительных температур перехода хрупкого разрушения стали корпусов реакторов ВВЭР-1000 и ВВЭР-1500 решается подбором состава этих сталей. Сталь 15Х2МФА (содержащая Mo и V) обладает существенно повышенным радиационным ресурсом.

Для создания парогенераторов ядерных станций используется хромоникелевая нержавеющая сталь с добавкой 10 % Ti. Разработан сплав на основе Ni, 43 % Cr с добавкой 1 % Mo, который обладает уникальными свойствами: отсутствует коррозионное повреждение в воде с параметрами активных зон ВВЭР, сохраняется вязкость при больших дозах облучения. Наибольшей радиационной стойкостью обладает сталь с добавками Cr–W–Ta.

Ниже приведена сводка данных об используемых и разрабатываемых классах материалов для легководных (на медленных нейтронах), быстрых натриевых и гелиевых (металл- и газоохлаждаемых реакторов).

Таблица 8