Чистые и особочистые металлы в атомной энергетике
Приведены данные об уровне чистоты металлов, полученных различными физическими методами в ННЦ ХФТИ, на основе проведенных разработок и реализации высокоэффективных методов рафинирования. Рассмотрены некоторые характеристики ряда перспективных ядерных энергетических систем, а также приведены характер...
Saved in:
| Published in: | Вопросы атомной науки и техники |
|---|---|
| Date: | 2007 |
| Main Authors: | , , |
| Format: | Article |
| Language: | Russian |
| Published: |
Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України
2007
|
| Subjects: | |
| Online Access: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/110738 |
| Tags: |
Add Tag
No Tags, Be the first to tag this record!
|
| Journal Title: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Cite this: | Чистые и особочистые металлы в атомной энергетике / В.М. Ажажа, С.Д. Лавриненко, Н.Н. Пилипенко // Вопросы атомной науки и техники. — 2007. — № 4. — С. 3-12. — Бібліогр.: 20 назв. — рос. |
Institution
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| id |
nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-110738 |
|---|---|
| record_format |
dspace |
| spelling |
Ажажа, В.М. Лавриненко, С.Д. Пилипенко, Н.Н. 2017-01-06T09:27:32Z 2017-01-06T09:27:32Z 2007 Чистые и особочистые металлы в атомной энергетике / В.М. Ажажа, С.Д. Лавриненко, Н.Н. Пилипенко // Вопросы атомной науки и техники. — 2007. — № 4. — С. 3-12. — Бібліогр.: 20 назв. — рос. 1562-6016 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/110738 669.054.2 Приведены данные об уровне чистоты металлов, полученных различными физическими методами в ННЦ ХФТИ, на основе проведенных разработок и реализации высокоэффективных методов рафинирования. Рассмотрены некоторые характеристики ряда перспективных ядерных энергетических систем, а также приведены характеристики основных конструкционных материалов для некоторых типов реакторов нового поколения и чистые металлы, необходимые для их создания. Приведені дані про рівень чистоти металів, одержаних різними фізичними методами в ННЦ ХФТІ, на основі проведених розробок і реалізації високоефективних методів рафінування. Розглянуто деякі характеристики ряду перспективних ядерних енергетичних систем, а також приведені характеристики основних конструкційних матеріалів для деяких типів реакторів нового покоління і чисті метали, необхідні для їх створення. Data about the level of purity of metals of got different physical methods in NSC KIRT are resulted, on the basis of the conducted developments and realization of high-performance methods of refining. Some descriptions of row of the perspective nuclear power systems are considered, and also descriptions of basic construction materials for some types of reactors of a new generation and pure metals necessary for their creation are resulted. ru Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України Вопросы атомной науки и техники Чистые материалы и вакуумные технологии Чистые и особочистые металлы в атомной энергетике Чисті і особливо чисті метали в атомній енергетиці Pure and high pure metals in nuclear power Article published earlier |
| institution |
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| collection |
DSpace DC |
| title |
Чистые и особочистые металлы в атомной энергетике |
| spellingShingle |
Чистые и особочистые металлы в атомной энергетике Ажажа, В.М. Лавриненко, С.Д. Пилипенко, Н.Н. Чистые материалы и вакуумные технологии |
| title_short |
Чистые и особочистые металлы в атомной энергетике |
| title_full |
Чистые и особочистые металлы в атомной энергетике |
| title_fullStr |
Чистые и особочистые металлы в атомной энергетике |
| title_full_unstemmed |
Чистые и особочистые металлы в атомной энергетике |
| title_sort |
чистые и особочистые металлы в атомной энергетике |
| author |
Ажажа, В.М. Лавриненко, С.Д. Пилипенко, Н.Н. |
| author_facet |
Ажажа, В.М. Лавриненко, С.Д. Пилипенко, Н.Н. |
| topic |
Чистые материалы и вакуумные технологии |
| topic_facet |
Чистые материалы и вакуумные технологии |
| publishDate |
2007 |
| language |
Russian |
| container_title |
Вопросы атомной науки и техники |
| publisher |
Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України |
| format |
Article |
| title_alt |
Чисті і особливо чисті метали в атомній енергетиці Pure and high pure metals in nuclear power |
| description |
Приведены данные об уровне чистоты металлов, полученных различными физическими методами в ННЦ ХФТИ, на основе проведенных разработок и реализации высокоэффективных методов рафинирования. Рассмотрены некоторые характеристики ряда перспективных ядерных энергетических систем, а также приведены характеристики основных конструкционных материалов для некоторых типов реакторов нового поколения и чистые металлы, необходимые для их создания.
Приведені дані про рівень чистоти металів, одержаних різними фізичними методами в ННЦ ХФТІ, на основі проведених розробок і реалізації високоефективних методів рафінування. Розглянуто деякі характеристики ряду перспективних ядерних енергетичних систем, а також приведені характеристики основних конструкційних матеріалів для деяких типів реакторів нового покоління і чисті метали, необхідні для їх створення.
Data about the level of purity of metals of got different physical methods in NSC KIRT are resulted, on the basis of the conducted developments and realization of high-performance methods of refining. Some descriptions of row of the perspective nuclear power systems are considered, and also descriptions of basic construction materials for some types of reactors of a new generation and pure metals necessary for their creation are resulted.
|
| issn |
1562-6016 |
| url |
https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/110738 |
| citation_txt |
Чистые и особочистые металлы в атомной энергетике / В.М. Ажажа, С.Д. Лавриненко, Н.Н. Пилипенко // Вопросы атомной науки и техники. — 2007. — № 4. — С. 3-12. — Бібліогр.: 20 назв. — рос. |
| work_keys_str_mv |
AT ažažavm čistyeiosobočistyemetallyvatomnoiénergetike AT lavrinenkosd čistyeiosobočistyemetallyvatomnoiénergetike AT pilipenkonn čistyeiosobočistyemetallyvatomnoiénergetike AT ažažavm čistííosoblivočistímetalivatomníienergeticí AT lavrinenkosd čistííosoblivočistímetalivatomníienergeticí AT pilipenkonn čistííosoblivočistímetalivatomníienergeticí AT ažažavm pureandhighpuremetalsinnuclearpower AT lavrinenkosd pureandhighpuremetalsinnuclearpower AT pilipenkonn pureandhighpuremetalsinnuclearpower |
| first_indexed |
2025-11-24T02:18:39Z |
| last_indexed |
2025-11-24T02:18:39Z |
| _version_ |
1850839958912237568 |
| fulltext |
РАЗДЕЛ ПЕРВЫЙ
ЧИСТЫЕ МАТЕРИАЛЫ И ВАКУУМНЫЕ ТЕХНОЛОГИИ
УДК 669.054.2
ЧИСТЫЕ И ОСОБОЧИСТЫЕ МЕТАЛЛЫ В АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИ-
КЕ
В.М. Ажажа, С.Д. Лавриненко, Н.Н. Пилипенко
Национальный научный центр «Харьковский физико-технический институт»,
г. Харьков, Украина, E-mail: azhazha@kipt.kharkov.ua
Приведены данные об уровне чистоты металлов, полученных различными физическими методами в ННЦ
ХФТИ, на основе проведенных разработок и реализации высокоэффективных методов рафинирования.
Рассмотрены некоторые характеристики ряда перспективных ядерных энергетических систем, а также при-
ведены характеристики основных конструкционных материалов для некоторых типов реакторов нового по-
коления и чистые металлы, необходимые для их создания.
Исследования в области получения и изучения
чистых и сверхчистых металлов в ННЦ ХФТИ яв-
ляются традиционными. Одна из первых публика-
ций, посвященная разработке нового метода выра-
щивания крупных и совершенных монокристаллов,
выполненная Л.В.Шубниковым и И.В.Обреимовым,
была опубликована в 1924 г. [1]. Особенно активно
исследования в области получения чистых металлов
проводились с 1948 г. по инициативе И.В.Курчатова
с целью определения ядерно-физических свойств
металлов и разрабатываемых материалов для ядер-
ной техники. В дальнейшем работы в области высо-
кочистых металлов вылились в целое направление
физики и физического материаловедения сверхчи-
стых металлов [2].
Получение веществ в особочистом состоянии за-
ключается в глубокой их очистке, в освобождении
одного вещества от примесных атомов другого ве-
щества. И поскольку этот процесс термодинамиче-
ски невыгоден, то необходимо создавать соответ-
ствующие условия для реализации этих процессов.
Методы, применяемые для глубокой очистки ве-
ществ (в том числе металлов), разнообразны. Выбор
метода определяется свойствами очищаемого веще-
ства и природой отделяемых примесей. Все исполь-
зуемые в настоящее время методы очистки веществ
по природе эффекта, лежащего в их основе, можно
объединить в две группы: химические и физические.
С учетом многообразия явлений, которые реализу-
ются при осуществлении процессов очистки, такое
разделение условное, и представление о существе
метода можно понять при рассмотрении конкретных
процессов очистки.
На основе исследований поведения отдельных
примесей или их групп при рафинировании метал-
лов различными физическими методами в ННЦ
ХФТИ были разработаны и реализованы высокоэф-
фективные методы рафинирования:
- методы на основе дистилляционных процессов,
в том числе с конденсацией пара на колонку с гра-
диентом температуры в замкнутом объеме, прогрев
и перегонка металла в одном цикле рафинирования
и их сочетание в определённой последовательности;
- плавка и зонная перекристаллизация в сверхвы-
соком вакууме и контролируемых (активных) средах
с применением электронно-лучевого нагрева;
- зонная плавка в сочетании с электропереносом;
- различные сочетания вышеперечисленных ме-
тодов.
Исследования охватили более 30 металлов. В
табл.1 приведены данные об уровне чистоты метал-
лов, полученных в ННЦ ХФТИ НАН Украины.
Дальнейший прогресс в области глубокой
очистки металлов связан с поиском наиболее рацио-
нальных комплексных схем рафинирования, с
предотвращением взаимодействия с остаточными
газами и конструкционными материалами металлов
установок, применяемых для рафинирования.
Разработанные методы и технологии рафиниро-
вания металлов нашли практическое применение в
промышленности для производства Be, Nb, Ta, Zr и
многих сплавов с особыми физико-механическими
свойствами (жаропрочных, тугоплавких, реактор-
ных, сверхпроводящих и др.). Эти технологии осно-
ваны на широком использовании вакуумной техни-
ки и на исследованных закономерностях поведения
примесей в металлах. Благодаря этим исследовани-
ям ННЦ ХФТИ стал одним из родоначальников но-
вого направления – вакуумной металлургии [3,4].
Многие высокочистые простые вещества,
большинство из которых являются металлами, нача-
ли свою «индустриальную» жизнь с ядерной энерге-
тики. В настоящее время почти три четверти всех
химических элементов применяются в этой отрасли.
Эти элементы объединяют понятия «ядерная чисто-
та» и «поперечное сечение захвата нейтронов». Про-
мышленное значение для этой отрасли прежде всего
представляют уран и трансурановые элементы, мно-
гие редкие металлы: калий, литий, бериллий, цирко-
ний, гафний, хром, ниобий, тантал, ванадий, иттрий
и редкоземельные элементы, из цветных металлов –
натрий, алюминий, кадмий, свинец, висмут, ртуть,
из драгоценных – палладий, платина, серебро [5, 6].
ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2007. № 4.
Серия: Вакуум, чистые материалы, сверхпроводники (16), с.3 - 12 .
3
Таблица 1
Чистые и ультрачистые металлы, полученные в ННЦ ХФТИ
№
п/п
Эле-
мент
Способ ра-
финиров.
Содержан.,
мас.%
R293 K /
R4,2 K
№
п/п
Эле-
мент
Способ
рафиниров.
Содерж.,
мас.%
R293 K/
R4,2 K
1 Be* Д+ЗПсЭП 99,999 >3200 16 Ta ВП >99,99 1400
2 Mg Д >99,999 1000 17 Cr ДФ 99,98 150
3 Ca ДФ >99,999 300 18 Mo** ЗП 99,9999 60000
4 Cd** Д+ЗП 99,999 50000 19 W** ЗП 99,99995 70000
5 Al** ЗП 99,9999 30000 20 Mn** ДФ 99,99 300
6 Sc Д 99,998 100 21 Re* ЭЛП+ЗПсЭП 99,9999 60000
7 Ga* ВП+Д 99,99999 100000 22 Fe Д 99,99 230
8 Y** Д 99,99 1100 23 Ru* ЭЛП+ЗПсЭП 99,999 3500
9 Zr** ЗП+ТР 99,99 465 24 Os* ЭЛП+ЗП 99,999 2500
10 Sn** ВП+ЗП 99,999 60000 25 Pt ЭЛП+ЗП 99,998 -
11 Pb ЗП 99,9995 16000 26 Co Д 99,96 100
12 V** ЭЛП+ЭП 99,998 1600 27 Ce ЗПсЭП 99,92 100
13 Nb** ТР+ЗП 99,9996 12000 28 Pr* ДФ 99,98 103
14 Ti** ЭЛП+ЗП 99,99 - 29 La ЗПсЭП 99,9 50
15 Zn** Д
ЗП
99,9999
99,9999
30000
50000
30 Ni Д
ЭЛП+ЗП
99,97
99,99
KKост RRR 2,4293 /= – отношение электросопротивлений при комнатной и гелиевой температурах;
Д – дистилляция; ЭП – электроперенос;
ДФ – дистилляция через фильтры; ЭЛП – электронно-лучевая плавка;
ВП – вакуумный прогрев; ТР – транспортные реакции;
ЗП – зонная плавка;
* – на мировом уровне; ** – на отечественном уровне.
Проблема измерения интенсивности ядерных из-
лучений получила совершенно новое решение
благодаря созданию детекторов на основе высоко-
чистых кадмия, цинка, теллура, кремния, германия и
других сверхчистых элементов.
Дальнейшее развитие атомной энергетики связа-
но с разработкой усовершенствованного ядерного
топливного цикла с минимизацией радиоактивных
отходов, со снижением риска распространения ядер-
ных материалов, с безопасностью эксплуатации
ядерных установок и с разработкой перспективных
ядерных энергетических технологий.
Предвидя широкомасштабное развитие ядерной
энергетики и ее внедрение в различные сферы энер-
гопроизводства, интенсивно ведутся работы над
ядерными реакторами нового поколения [7, 8]. В
перечень перспективных реакторов входят: реакто-
ры, охлаждаемые свинцовыми сплавами; жидкосо-
левые реакторы; реакторы, охлаждаемые жидким
натрием; сверхкритические водоохлаждаемые реак-
торы (давление 25 МПа, температура 280…580 °С);
высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы;
системы с подкритической сборкой, управляемой
ускорителем частиц; термоядерные реакторы и дру-
гие. Наиболее общие идеи, которые можно встре-
тить в этих концептуальных проектах в различных
комбинациях, следующие: температура на выходе из
реактора значительно выше, чем в современных ре-
акторах – 600…1200 °С; подкритические реакторы,
с коэффициентом воспроизводства нейтронов
k ≈ 98%, могут успешно использоваться с внешними
источниками нейтронов ускорительного типа; ме-
таллические расплавы (Pb, Pb-Bi-эвтектика, Na) под-
ходят как привлекательные теплоносители (в проти-
воположность газовым теплоносителям они эффек-
тивно работают при низких давлениях); жидкое топ-
ливо в виде расплавленных солей фторидов метал-
лов рассматривается как многообещающее нетради-
ционное топливо в некоторых проектах, его исполь-
зование упрощает топливный цикл, его подготовку
и переработку.
Этим концептуальным проектам свойственны
преимущества в экономике, безопасности, надежно-
сти и нераспространении ядерных материалов. Тем-
пература активных зон этих энергетических систем
600…1200 °С, а энергетический спектр нейтронов
быстрый и в ряде случаев тепловой. Реализация этих
концепций должна быть обеспечена разработкой но-
вых конструкционных материалов: сталей феррит-
но-мартенситного и аустенитного класса, никеле-
вых, малоактивируемых и других новых сплавов.
Основой новых конструкционных материалов долж-
ны служить чистые и высокочистые металлы, по-
скольку известно, что высокий уровень содержания
примесных элементов и газов в сталях и сплавах су-
щественно снижает их механические, коррозионные
и радиационные свойства, а следовательно, и огра-
ничивает их применение в действующих и проекти-
руемых реакторах. Достигнутый на сегодня уровень
содержания примесей в сплавах увеличивает время
достижения уровня остаточной активности 10-2 Зв/ч
(уровень remote level, при котором разрешена пере-
работка таких материалов) примерно в десять раз по
сравнению со сплавами без примесей [9].
Успехи, достигнутые в области ядерной физики,
физики реакторов и реакторного материаловедения
в течение нескольких последних лет, привели к раз-
работкам ряда перспективных ядерных энергетиче-
ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2007. № 4.
Серия: Вакуум, чистые материалы, сверхпроводники (16), с.3 - 12 .
4
ских систем. Характеристики некоторых из них
рассмотрены ниже.
В настоящее время в ядерной энергетике факти-
чески решаются две проблемы: безопасность и эф-
фективность; переработка ядерных отходов.
Имеющиеся мировые запасы природного урана
не могут обеспечить устойчивого долговременного
развития атомной энергетики на тепловых нейтро-
нах. На рис.1 приведен прогноз развития ядерных
энергогенерирующих мощностей в мире. Видно, что
дальнейшее развитие ядерной энергетики на основе
традиционных реакторов на тепловых нейтронах ма-
ловероятно из-за ограниченности запасов дешевого
урана. При нынешнем уровне использования урана-
235 реакторами традиционного типа запасов урана
хватит на 40…50 лет (кривая 1). Для поддержания
уровня выработки энергии на тепловых реакторах
необходим переход на топливный цикл Th - 233U
(кривая 2). Но для повышения ядерных энергогене-
рирующих мощностей считается наиболее опти-
мальным развитие реакторов на быстрых нейтронах
(кривая 4).
В отличие от реакторов на тепловых нейтронах
ресурсной базы топлива для реакторов на быстрых
нейтронах человечеству хватит на тысячи лет. В бы-
стрых реакторах при коэффициенте воспроиз-
водства равном единице и выше можно сжигать
уран практически полностью. Увеличение энергети-
ческого выхода от ядерного топлива в 200 раз по
сравнению с тепловыми реакторами позволяет обес-
печить 4000 ГВт(эл) на быстрых нейтронах деше-
вым ураном с запасом топлива в течение 2,5 тыс. лет
при малой топливной (сырьевой) составляющей за-
трат. Для быстрых реакторов приемлем и уран из
бедных месторождений, ресурсы которого в сотни
или даже тысячи раз больше дешевого урана [10].
Следует обратить внимание на наличие се-
рьезных проблем безопасности, связанных с мир-
ным атомом, таких как накопление значительных
объемов отработанного ядерного топлива и радиоак-
тивных отходов. В результате деятельности пред-
приятий ядерно-энергетического комплекса накап-
ливается значительное количество радиоактивных
отходов различного уровня активности и агрегатно-
го состояния, имеющих радиоактивность длитель-
ное время. На рис.2 приведено изменение радио-
активности высокоактивных отходов, выделенных
из одной тонны ядерного топлива PWR реактора, а
также приведено сравнение с активностью того
количества руды, из которого эта тонна топлива
была получена [11].
Рис.1. Ориентировочный сценарий роста ядерных
энергогенерирующих мощностей: 1 – развитие
ядерной энергетики на тепловых реакторах на 235U
(в основном LWR); 2 – тепловые реакторы с топ-
ливным циклом Th - 233U; 3 – быстрые реакторы
(U-Pu); 4 – ядерные мощности в целом (тепловые и
быстрые реакторы); 5 – общие ядерные и неядер-
ные мощности
Таким образом, безопасное, эффективное и
устойчивое долговременное развитие атомной энер-
гетики в будущем может быть обеспечено
реакторами на быстрых нейтронах.
Рис.2. Уменьшение радиоактивности высокоактивных отходов после переработки одной тонны
отработанного ядерного топлива
Жидкосолевые ядерные реакторы. Альтернативу традиционной концепции развития ядерной энерге-
ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2007. № 4.
Серия: Вакуум, чистые материалы, сверхпроводники (16), с.3 - 12 .
5
тики на базе твердотопливных реакторов представ-
ляет концепция жидкосолевых ядерных реакторов
(ЖСР), которая строится на использовании ядерного
топлива в жидкой фазе [12, 13]. Концепция ЖСР
рассматривалась в США, Японии, Франции, Швей-
царии и бывшем СССР. Подземная компоновка
АЭС с ЖСР делает такие станции гарантировано
безопасными.
На рис.3 представлена типичная схема ЖСР. В
реакторах ЖСР с графитовым замедлителем исполь-
зуется горючее в виде химического соединения ура-
на или плутония (UF4, PuF3), растворенного в рас-
плавленной смеси неорганических солей (фторидов
LiF, NaF, BeF2, ZrF4, и т.п.). Такое горючее, защи-
щенное газовой подушкой из гелия, циркулирует со
значительной скоростью через графитовую кладку
активной зоны. Температура солевого горючего при
входе в активную зону составляет 635 °С, а на выхо-
де – 663 °С. Затем солевой расплав попадает на теп-
лообменник, где тепло передается теплоносителю
второго контура, и оттуда в реактор. Единая жидко-
фазная композиция выполняет функции топлива и
теплоносителя, а это исключает проблемы, связан-
ные с потерей теплоносителя, характерные для твер-
дотопливного реактора.
Перспективным материалом для топливного
контура такого реактора является высоконикелевый
сплав типа хастеллой, на основе высокочистых
компонентов (никель, железо, хром и др.).
Электроядерные установки. В связи с повыше-
нием требований к безопасности ядерных установок
в последние годы усилился интерес к электроядер-
ным установкам, в которых реакция деления ядер
осуществляется в подкритическом реакторе, а необ-
ходимая плотность нейтронного потока обеспечива-
ется дополнительным источником нейтронов
большой интенсивности. Такой мощный источник
нейтронов может быть получен при облучении ми-
шени из различных веществ интенсивным пучком
заряженных частиц, ускоренных в ускорителе до
энергии 1…1,5 ГэВ. В электроядерной установке
принципиально исключена возможность тяжелой
реактивностной аварии с разгоном реактора на бы-
стрых нейтронах, так как реактор оказывается под-
критический при отсутствии в активной зоне орга-
нов системы компенсации реактивности [14, 15].
Электроядерные установки в зависимости от
конструкции позволяют: производить делящийся
материал с последующей химической переработкой
или без нее (использование естественного урана или
тория, или их смеси); проводить обогащение твэлов
энергетических реакторов и их регенерацию; произ-
водить непосредственно тепло- или электроэнергию
(полученное топливо в них же и сгорает); проводить
трансмутацию долгоживучих радиоактивных отхо-
дов. Во всех схемах не нужно обогатительного
производства. Электроядерные установки имеют
фактически неограниченную топливную базу, и им
как подкритическим системам присуща повышенная
степень ядерной безопасности.
Наиболее эффективным и безопасным вариантом
сжигания плутония и других высших актинидов яв-
ляется в настоящее время электроядерная энергети-
ческая система, предложенная группой сотрудников
ЦЕРН и названная «Energy Amplifier» (EA). EA яв-
ляется следствием перекрестного обогащения уско-
рительных технологий и технологий производства
энергии в процессе деления ядер. Концептуальные
особенности EA заключаются в 4-х основополагаю-
щих новациях.
1. Подкритичность. В основе EA лежит подкри-
тический ядерный реактор с коэффициентом раз-
множения нейтронов k = 0,97…0,98. Этот фактор яв-
ляется гарантией полной безопасности ядерной
энергетики.
2. Недостаток нейтронов, необходимый для про-
текания цепной реакции, восполняется за счет ней-
тронов, рождаемых в процессе spallation-реакции на
ядрах с большим массовым числом (свинец,
висмут), облучаемых пучком протонов, ускоренных
до энергии 1…1,5 ГэВ.
Рис. 3. Схема ЖСР
ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2007. № 4.
Серия: Вакуум, чистые материалы, сверхпроводники (16), с.3 - 12 .
6
Рис. 4. Общий вид реакторной части ЕА [15]
3. Замедлителем нейтронов является свинец.
Процесс замедления нейтронов протекает адиабати-
чески, путем их многократного рассеяния на ядрах
свинца. Свинец в EA выполняет сразу несколько
функций: рождение spallation-нейтронов, их за-
медление, перенос энергии путем естественной кон-
векции, экранирование и поглощение излучений,
вытекающих из активной зоны. Наконец, он выпол-
няет роль среды для помещения топливных элемен-
тов. Свинец должен быть высокочистым (например,
концентрация кислорода ~ 0,01 ppm).
4. Топливом EA могут служить различные вари-
анты смесей делящихся материалов. Наиболее эф-
фективными являются смеси моноизотопного тория
с трансурановыми элементами, наработанными в
ядерных реакторах на медленных нейтронах, а так-
же смеси тория с ураном, военным плутонием.
Реакторная установка ЕА изображена на рис.4.
Активная зона ЕА заключена в контейнер, напол-
ненный жидким свинцом. Этот контейнер является
несущим для основного оборудования, которое за-
гружается и монтируется внутри. Тепловыделяющие
элементы расположены в нижней части контейнера.
Теплоизоляционная стенка разделяет два потока
жидкого свинца. Для того, чтобы обеспечить эффек-
тивную циркуляцию при мощности 1500 МВт, тем-
пературный градиент в районе активной зоны дол-
жен быть 250 К/м. Температура расплавленного
свинца составляет 700 °С, а средняя температура
топлива – 908 °С. Скорость конвекции расплавлен-
ного свинца в области активной зоны составит
несколько метров в секунду. Пучок протонов током,
ускоренный до энергии около 1 ГэВ, через систему
транспортировки вводится в контейнер и выпускает-
ся в мишень жидкого свинца через вольфрамовое
окно.
Высокотемпературные газовые реакторы. Со-
здание высокотемпературных реакторов с газовым
охлаждением (ВТГР) является перспективным
направлением в атомной энергетике. Благодаря вы-
соким температурам газового теплоносителя на вы-
ходе из реактора, до 1000 °С, при выработке элек-
троэнергии могут быть использованы паровые тур-
бины с высокими параметрами пара (температура
530…580 °С, давление 17…24 МПа). Термический
КПД таких АЭС – 40…43 %. В дальнейшем пер-
спективен также переход на прямой газотурбинный
цикл с точки зрения как капитальных затрат, так и
повышения маневренности АЭС и использования ее
в регулируемом режиме. На рис.5 приведено схема-
тическое изображение экспериментального реактора
VHTR с температурой гелиевого теплоносителя
1000 °С.
На опытной атомной электротехнологической
станции ВГ-400 температура гелиевого теплоноси-
теля на выходе из реактора составляет 950 °С, теп-
лоноситель отдает 350 МВт тепла промежуточному
контуру, пройдя высокотемпературные теплообмен-
ники, охлаждаясь при этом до 750 °С. Затем гелий
направляется в парогенератор и с температурой
350 °С газодувкой подается в реактор.
Весьма привлекательной является концепция ис-
пользования комплекса LWR (легководный реак-
тор) с парогазовой установкой (ПГУ) [16,17]. В од-
ном из вариантов это газотурбинная надстройка, ко-
торая позволяет снимать с реактора часть нагрузки,
что дает возможность увеличить эксплуатационный
срок реактора и повысить безопасность АЭС.
Уменьшенная при этом электрическая и тепловая
мощность ядерного энергоблока компенсируется
электроэнергией, которая производится ГТУ и теп-
лом выходящих газов. Во втором варианте на пром-
площадке с LWR используется ПГУ, что позволяет
работать этому комплексу в режиме слежения за на-
грузкой.
Подземный TIW-реактор. Чрезвычайно интере-
сен, с точки зрения обеспечения предельной без-
опасности установки, возможности повышения эко-
номичности выработки электроэнергии АЭС, реше-
ния вопросов проблем обращения с отработанным
ядерным топливом, концептуальный проект созда-
ния подземной реакторной установки, основанной
на новой концепции реактора, предложенной Телле-
ром, Ишикавой и Вудом (TIW-реактор) [18].
TIW-реактор задуман как высокоэффективный
надежный аппарат, который должен производить
энергию с мощностью 1…2 ГВт в течение 30 лет в
режиме, исключающем вмешательство человека в
управление реактором. Тепловая схема TIW-
реактора показана на рис. 6.
ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2007. № 4.
Серия: Вакуум, чистые материалы, сверхпроводники (16), с.3 - 12 .
7
Рис. 5. Экспериментальный реактор VHTR
По своему типу TIW-реактор является быстрым
реактором-размножителем, в котором необходимо
осуществить глубокое выгорание первичного топли-
ва (экономическая эффективность) и не допустить
накопления делящихся изотопов, которые могли бы
быть использованы для производства ядерного ору-
жия (ядерная безопасность). Глубокое выгорание
(до 60%) топлива влечет за собой высокие уровни
радиационных повреждений (порядка 200 смещений
на атом) и изменений элементного состава как топ-
ливных элементов, так и конструкционных материа-
лов вследствие ядерных трансмутаций.
Для достижения высокого КПД преобразования
тепловой энергии реактора в электрическую предла-
гается использовать высокотемпературные газовые
турбогенераторы. Поэтому температурные условия
работы топлива и конструкционных материалов в
TIW-реакторе оказываются довольно жесткими
(температура гелия более 1400 °С, давление до
10 МПа).
Таким образом, рабочие условия TIW-реактора
оказываются намного более жесткими, чем в любом
существующем или предлагавшемся fission-реакто-
ре. В табл.2 приведены сравнительные данные рабо-
чих условий TIW-реактора с рабочими условиями
других реакторов. Конструкционными материалами
TIW-реактора могут служить сплавы на основе вы-
сокочистых тугоплавких металлов (Та, W и др.).
Рис.6. Тепловая схема TIW-реактора
ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2007. № 4.
Серия: Вакуум, чистые материалы, сверхпроводники (16), с.3 - 12 .
8
Таблица 2
Реактор Выгорание
топлива, %
Фt,
нейтрон/см2 T, K
Нейтронный
спектр (энер-
гия нейтро-
нов, МэВ)
Время экс-
плуатации
конструк-
ционных эле-
ментов
Время работы
топливных
элементов
TIW-реактор 60 3…5·1023 1100…1450 Fast
0,1<En<1,0 >100 30
РБН 10 2·1023 800…1000 Fast
En>1,0 30 1…4
ВТГР <10 2…3·1022 600…1200 Slow
En<0,1 40 5…6
Подкритическая сборка, управляемая ускори-
телем. Развитие ядерной энергетики требует деталь-
ных знаний о поведении различных материалов в
полях интенсивного нейтронного и γ-излучения. Од-
ной из важнейших проблем развития ядерной энер-
гетики является создание высокотемпературных
конструкционных материалов с малыми сечениями
поглощения нейтронов, способных длительное вре-
мя работать в условиях облучения нейтронами с вы-
сокой плотностью потока нейтронов. Такие матери-
алы позволили бы повысить температуру теплоно-
сителя первого контура, термодинамический КПД
АЭС и снизить сброс тепла в окружающую среду.
В ННЦ ХФТИ совместно с Аргоннской Нацио-
нальной лабораторией США в рамках Международ-
ного проекта разрабатывается концептуальный
проект источника нейтронов с подкритической
сборкой (Kef = 0,98), управляемой ускорителем элек-
тронов 100 кВт [19].
Детали генерации нейтронов отличаются для
разных конструкций источников, но общие принци-
пы остаются одинаковыми. Пучок электронов бом-
бардирует мишень из тяжелого металла с высоким Z
(вольфрам, уран), создавая тормозное излучение γ-
квантов, которое конвертируется в нейтроны в реак-
циях (γ, xn), или фотоделения в случае урановой ми-
шени. Энергии генерируемых нейтронов внешнего
источника находятся в диапазоне от нескольких ки-
лоэлектронвольт до высокоэнергетического преде-
ла, определяемого максимальной энергией электро-
нов ускорителя. Для увеличения количества нейтро-
нов низкой энергии подкритическая сборка окружа-
ется водородосодержащим замедлителем или графи-
том; чтобы создать избыток нейтронов высокой
энергии используется отражатель из бериллия. В
центре подкритической сборки помещается мишень
из естественного урана или вольфрама, заключенная
в трубу. Подкритическая сборка размещается в кор-
пусе из нержавеющей стали.
Чистые металлы, необходимые для создания эле-
ментов конструкций и узлов такой установки: бе-
риллий, вольфрам, нержавеющая сталь с низким со-
держанием примесей и др.
ITER. ITER (ИТЭР) – проект международного
экспериментального термоядерного реактора. Пер-
воначально название ITER было образовано как со-
кращение английского названия International
Thermonuclear Experimental Reactor. В настоящее
время оно официально не считается аббревиатурой,
а связывается с латинским словом iter – путь. Задача
ИТЭР заключается в демонстрации осуществимости
создания термоядерного реактора и решении физи-
ческих и технологических проблем, которые могут
встретиться на этом пути.
Термоядерный реактор намного безопасней ядер-
ного реактора в радиационном отношении. Прежде
всего количество находящихся в нем радиоактивных
веществ сравнительно невелико. Энергия, которая
может выделиться в результате какой-либо аварии,
тоже мала, и не может привести к разрушению реак-
тора. При этом в конструкции реактора есть
несколько естественных барьеров, препятствующих
распространению радиоактивных веществ. Напри-
мер, вакуумная камера и оболочка криостата долж-
ны быть герметичными, иначе реактор просто не
сможет работать. Тем не менее при проектирования
ИТЭРа большое внимание уделялось радиационной
безопасности как при нормальной эксплуатации, так
и во время возможных аварий.
Есть несколько источников возможного радиоак-
тивного загрязнения:
- радиоактивный изотоп водорода – тритий;
- радиоактивность, наведенная в материалах
установки в результате облучения нейтронами;
- радиоактивная пыль, образующаяся в результа-
те воздействия плазмы на первую стенку;
- радиоактивные продукты коррозии, которые
могут образовываться в системе охлаждения.
Для того, чтобы предотвратить распространение
трития и пыли, если они выйдут за пределы вакуум-
ной камеры и криостата, специальная система вен-
тиляции будет поддерживать в здании реактора по-
ниженное давление. Поэтому из здания не будет
утечек воздуха, кроме как через фильтры вентиля-
ции.
При строительстве реактора, где только возмож-
но, будут применяться материалы, уже испытанные
в ядерной энергетике. Благодаря этому наведенная
радиоактивность будет сравнительно небольшой. В
частности, даже в случае отказа систем охлаждения,
естественной конвекции будет достаточно для охла-
ждения вакуумной камеры и других элементов
конструкции.
ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2007. № 4.
Серия: Вакуум, чистые материалы, сверхпроводники (16), с.3 - 12 .
9
http://ru.wikipedia.org/wiki/?????????
http://ru.wikipedia.org/wiki/????????
http://ru.wikipedia.org/wiki/??????????
http://ru.wikipedia.org/wiki/??????????
http://ru.wikipedia.org/wiki/????????
http://ru.wikipedia.org/w/index.php?title=??????_??????&action=edit
http://ru.wikipedia.org/wiki/??????_(??????????_?????????)
http://ru.wikipedia.org/wiki/???????
http://ru.wikipedia.org/w/index.php?title=??????????_???????????????&action=edit
http://ru.wikipedia.org/wiki/??????
http://ru.wikipedia.org/wiki/????????
http://ru.wikipedia.org/w/index.php?title=?????????_??????&action=edit
http://ru.wikipedia.org/wiki/???????????????
http://ru.wikipedia.org/wiki/????????
http://ru.wikipedia.org/wiki/???????_???????
http://ru.wikipedia.org/wiki/???????_???????
http://ru.wikipedia.org/wiki/????????????_???????
Рис. 7. Схематический рисунок реактора ИТЭР
Оценки показывают, что даже в случае аварии
радоактивные выбросы не будут представлять опас-
ности для населения и не вызовут необходимости
эвакуации. На рис.7 приведен схематический рису-
нок реактора ИТЭР. Силуэт человека (внизу рисун-
ка) позволяет оценить размер будущей конструкции.
Чистые металлы, необходимые для создания реакто-
ра ИТЭР: бериллий высокой чистоты; вольфрам вы-
сокой чистоты; для сверхпроводников – чистая
медь, высокочистые ниобий и титан; нержавеющая
малоактивируемая сталь с низким содержанием при-
месей.
Из анализа основных характеристик перспектив-
ных ядерно-энергетических установок следует, что
стремление к максимальному повышению эффек-
тивности энергетических установок диктует переход
ко все более высоким рабочим температурам, что, в
свою очередь, заставляет изыскивать новые
конструкционные материалы. Материалы, применя-
емые во всех этих установках, должны удовлетво-
рять уникальным требованиям, продиктованным
конструкцией высокотемпературных систем, что
предусматривает учет воздействия излучения, теп-
лоносителя, а также статических и динамических
напряжений. В табл. 3 приведены характеристики
основных конструкционных материалов для некото-
рых типов реакторов нового поколения.
Таблица 3
Материалы-кандидаты для реакторов нового поколения
Типы реакторов
Температура
теплоносителя,
°С
Конструкционные материалы Воздействие на материалы
Жидкосолевые 400…700 Сплавы на основе никеля
и Ni-Mo сплавы, графит
Коррозия, растрескивание в со-
лях фторидов, распухание,
He-охрупчивание, радиационно-
стимулированное упрочнение
Электроядерные
установки 700…900 Аустенитные стали, мартенсит-
но-ферритные стали
Коррозия, ползучесть, распуха-
ние и охрупчивание в активной
зоне
Высоко-
температурные га-
зовые реакторы
900…1250
Керамические композиты, ту-
гоплавкие металлы и их спла-
вы, интерметаллические спла-
вы
Термическая и размерная ста-
бильность, облучение
Подземный
TIW-реактор 800…1100 Тугоплавкие металлы и сплавы
на их основе
Высокие уровни радиационных
повреждений, термическая и раз-
мерная стабильность, ядерные
трансмутации
Работоспособность и надежность материалов
определяются совокупностью изменений характери-
стик материалов в результате всего комплекса явле-
ний, протекающих в них в поле облучения во взаи-
мосвязи с изменяющимися параметрами и условия-
ми работы реактора. Взаимовлияние характеристик
материалов друг на друга при работе в реакторе на-
столько велико, что зачастую в специальных экспе-
риментах их точные значения невозможно опреде-
лить и об их влиянии на работоспособность топлива
судят качественно по конечному практическому ре-
зультату.
Контроль радиационной обстановки в технологи-
ческих системах и производственных помещениях
АЭС является одним из основных средств безопас-
ной эксплуатации станции. В последние годы резко
возрос интерес к использованию широкозонных по-
лупроводниковых детекторов на основе соединений
CdTe и CdZnTe в устройствах для детектирования.
Эти полупроводниковые соединения обеспечивают
высокую эффективность поглощения излучения.
Выбор материала полупроводникового соедине-
ния для практической дозиметрии и спектрометрии
(CdTe и CdZnTe) определил в ННЦ ХФТИ направле-
ние разработки технологического процесса получе-
ния монокристаллов и детекторов. В процессе изго-
товления исходных высокочистых компонентов
сплавов Cd, Te, Zn была доказана необходимость
степени чистоты 6 N и даже 7 N, что объясняется
большим влиянием примесей на электрофизические
свойства детекторов. Разработан блок детектирова-
ния γ-излучения, предназначенный для использова-
ния в составе автоматизированной системы контро-
ля радиационной безопасности (рис.8) [20]. Диапа-
зон измеряемых мощностей экспозиционных доз
γ-излучения этого блока от 20 мкР/ч до 1000 Р/ч. На
рис.9 показаны сравнительные характеристики се-
рийного блока детектирования БДМГ-41 и разрабо-
танного блока детектирования БДРГ-Т с детектором
из CdTe.
ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2007. № 4.
Серия: Вакуум, чистые материалы, сверхпроводники (16), с.3 - 12 .
10
Рис. 8. Общий вид блока детектирования Рис.9. Сравнительные характеристики разработан-
ного блока детектирования БДРГ-Т с детектором
из CdTe и серийного блока детектирования
В силу указанных обстоятельств современное ре-
акторное материаловедение не располагает сведени-
ями, достаточными, чтобы сделать заключение о ра-
ботоспособности известных материалов в условиях
большинства перспективных реакторов. Более того
в настоящее время отсутствуют представления о по-
ведении материалов при дозах облучения ≥
1023 нейтр./см2 (≈200 dpa) при температурах до
1700 °С. На основе доступных данных можно сде-
лать лишь грубую оценку работоспособности
конструкционных материалов при этих условиях.
Поэтому оценку полноты данных о характеристиках
конструкционных материалов необходимо осуще-
ствлять с позиций материаловедов, имея в виду, что
в дальнейшем будут уточнены параметры работы
материалов в новых реакторах и могут быть получе-
ны требуемые дополнительные данные.
ЛИТЕРАТУРА
1. I.W.Obreimow, L.W.Schubnikow. Eine methode zur
herstellung einkkistalliger metalle // Z.Phys. 1924,
v.25, №1, p.31-36.
2. В.Е.Иванов, И.И.Папиров, Г.Ф.Тихинский,
В.М.Амоненко. Чистые и сверхчистые металлы.
М.: «Металлургия», 1966, 263 с.
3. Г.Ф.Тихинский, Г.П.Ковтун, В.М.Ажажа. Получе-
ние сверхчистых редких металлов. М.: «Метал-
лургия», 1986, 160 с.
4. В.Ф.Зеленський, І.М.Неклюдов, В.М.Ажажа та ін.
Розвиток досліджень в області фізики твердого
тіла, матеріалознавства та нових технологій в
УФТІ – ННЦ ФХТІ // УФЖ. 1998, т.43, №9,
с. 1050-1072.
5. Г.Г.Девятых, Ю.Е.Еллиев. Глубокая очистка ве-
ществ. М.: «Высшая школа», 1974, 160 с.
6. Г.Г.Девятых, Ю.Е. Еллиев. Введение в теорию
глубокой очистки веществ. М.: «Наука», 1982,
320 с.
7. G.H.Marcus, A.E.Levin. New designs for nuclear re-
naissance // Physics Today. 2002, v.55, № 4, p.54-60.
8. D.Majumdar. Advanced reactors around the world //
Nuclear Plant Journal. 2003, v.21, № 5, p.21-24.
9. М.И.Солонин, Ф.Г.Решетников, А.Г.Иолтухов-
ский, А.В.Никулина. Новые конструкционные ма-
териалы активных зон ядерных энергетических
установок // Физика и химия обработки материа-
лов. 2001, №4, с.17-27.
10. Стратегия развития атомной энергетики Рос-
сии в первой половине 21 века. М.: ФГУП «ЦНИИ-
атоминформ», 2001, 64 с.
11. Я.Гор-Лесси. Ядерное электричество / Пер. с
англ. Ростов-на-Дону: ОАО "Ростиздат", 2002,
112 с.
12. А.И.Карелин, Е.Д.Домашев, Р.А.Абубекеров.
Атомная энергетика на пороге XXI века // Про-
мышленная теплотехника. 1998, т.20, № 5, с.37-
41.
13. В.М.Новиков, В.В.Игнатьев, В.И.Федулов,
В.Н.Чередников. Жидкосолевые ЯЭУ: перспекти-
вы и проблемы. М.: «Энегоатомиздат». 1990,
192 с.
14. В.А.Бомко, И.М.Карнаухов, В.И.Лапшин. Усили-
тель мощности – основа ядерной энергетики XXI
века: Обзор. Харьков: ННЦ ХФТИ, 2001, 52 с.
15. C.Rubbia. Status of the Energy Amplifier Concept
//Proceeding of the II International Conference on
Accelerator-Driven Technologies and Applications.
Kalmar, Sweden, 1996, v.1, p.35-51.
16. Е.Д Домашев, Л.И.Колыхан, В.А.Рейсиг и др. О
возможности продления срока службы действую-
щих блоков АЭС с водоохлаждаемыми реактора-
ми типа ВВЭР // Промышленная теплотехника.
1998, т.20, № 5, с.42-46.
17. Д.Мейер. Энергетическая политика Соединен-
ных Штатов и ядерная энергетика // Атомная
техника за рубежом. 1996, № 1, с.28-31.
18. http://www-phys.llnl.gov/adv_energy_src/ ICENES
96. html.
19. Y.Gohar, J.Bailey, Н.Belch, D.Naberezhnev,
P.Strons, I.Bolshinsky. Accelerator-Driven Subcriti-
cal Assembly: Concept Development and Analyses //
The RERTR-2004 International Meeting on Reduced
Enrichment for Research and Test Reactors, Vienna,
Austria, November 7-12, 2004.
20. В.Е.Кутний, А.В.Рыбка, А.А.Захарченко и др.
Разработка и создание приборов широкого спек-
тра действия для радиационного и ядерного тех-
нологического контроля в системах АЭС на осно-
ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2007. № 4.
Серия: Вакуум, чистые материалы, сверхпроводники (16), с.3 - 12 .
11
http://www-phys.llnl.gov/adv_energy_src/ ICENES96.html
http://www-phys.llnl.gov/adv_energy_src/ ICENES96.html
ве полупроводниковых сенсоров из СdTe, СdZnTe
// Збірник наукових статей «Проблеми ресурсу і
безпеки експлуатації конструкцій, споруд та
машин». Київ: ІЕС ім. О.Є.Патона, 2006, с.220-
223.
ЧИСТІ І ОСОБЛИВО ЧИСТІ МЕТАЛИ В АТОМНІЙ ЕНЕРГЕТИЦІ
В.М. Ажажа, С.Д. Лавриненко, М.М. Пилипенко
Приведені дані про рівень чистоти металів, одержаних різними фізичними методами в ННЦ ХФТІ, на основі
проведених розробок і реалізації високоефективних методів рафінування. Розглянуто деякі характеристики ряду
перспективних ядерних енергетичних систем, а також приведені характеристики основних конструкційних матеріалів
для деяких типів реакторів нового покоління і чисті метали, необхідні для їх створення.
PURE AND HIGH PURE METALS IN NUCLEAR POWER
V.M. Azhazha, S.D. Lavrinenko, M.M. Pylypenko
Data about the level of purity of metals of got different physical methods in NSC KIRT are resulted, on the basis of the con-
ducted developments and realization of high-performance methods of refining. Some descriptions of row of the perspective nu-
clear power systems are considered, and also descriptions of basic construction materials for some types of reactors of a new gen-
eration and pure metals necessary for their creation are resulted.
ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2007. № 4.
Серия: Вакуум, чистые материалы, сверхпроводники (16), с.3 - 12 .
12
Be*
Д+ЗПсЭП
Ta
ВП
ДФ
ЗП+ТР
ЗП
|