ПОИСК Статьи Рисунки Таблицы Применение стабильных изотопов в ядерной энергетике из "Изотопы Свойства, получение, применение Том 2" Введение. Ядерные реакторы являются в настоящее время самыми мощными генераторами радиоактивных изотопов, так как, с одной стороны, деление ядер урана даёт широкий спектр радионуклидов, а с другой — облучая в зоне реактора в потоке нейтронов стабильные изотопы, можно получать радиоактивные изотопы. [c.192] Ядерные реакторы и их системы являются и масштабными потребителями стабильных изотопов. В отличие от других областей, где стабильные изотопы используются в граммовых, в лучшем случае, киллограммовых количествах, атомная энергетика нуждается в тоннах стабильных изотопов ежегодно, и потребность эта растёт. Наиболее востребован в атомной энергетике в настоящее время изотоп бор-10, при этом большая доля этого изотопа приходится на борную кислоту с природным соотношением изотопов. Рассмотрим более детально области применения стабильных изотопов в атомной энергетике. [c.192] Природная изотопная смесь бора содержит два стабильных изотопа с массой атомных ядер 10 и 11 атомных единиц соответственно. Концентрация указанных изотопов в такой смеси составляет 19,8% ат для бора-10 и 80,2% ат для бора-11 [1, 2]. Приведённый состав может колебаться в пределах 2% ат, что связано с протекающими в природной среде процессами фракционирования изотопов бора в ходе растворения, перекристаллизации и химического превращения соединений бора [2]. [c.192] В непрерывно работающих противоточных насадочных колоннах. При этом метод химического изотопного обмена в системе ВРз-АВРз (здесь А — анизол) является основным для производства бора-10, в то время, как для производства бора-11 основным является метод криогенной ректификации ВРз, использующий в качестве питания отвальный (обеднённый бором-10) поток ВРз, образовавшийся при производстве бора-10 методом химического изотопного обмена [3, 13]. Кроме перечисленных выше методов, в промышленном масштабе во Франции фирмой Кожема реализован ионообменный метод разделения природной изотопной смеси бора с использованием водных растворов борной кислоты, обеспечивающий производство как высококонцентрированного бора-10, так и бора-11 [2, 32, 33. [c.193] Ядерные свойства тяжёлого и лёгкого изотопов бора резко отличаются. Это служит основой практического использования как бора-10, так и бора-11. Наибольшее значение при этом имеет резкое отличие в сечениях захвата этими изотопами тепловых нейтронов (см. табл. 14.1.1), а также слабая зависимость этого сечения для бора-10 от энергии взаимодействующих нейтронов (см. рис. 14.1.1) [2, 32, 34]. [c.193] Следует особо отметить, что сечение захвата нейтронов бором-10 велико и в широком интервале их энергий, включающем тепловую и надтепловую области, изменяется обратно пропорционально скорости нейтронов. Большая величина эффективного сечения поглощения нейтронов изотопом °В обусловлена в основном реакцией В (п, а) нри которой бор превращается в выбрасывая ск-частицы. Образующиеся при этом ядра лития и ск-частицы обладают высокой ионизирующей способностью, а литий-7, кроме того, имеет довольно заметное сечение захвата по отношению к быстрым нейтронам. [c.193] КОВ резонансного увеличения, в то время как у ряда весьма эффективных поглотителей нейтронов эта зависимость является менее благоприятной. Например, у кадмия сечение захвата тепловых нейтронов при Е = 0,0255 эВ составляет 2550 барн, однако после резонанса при Е = 0,18 эВ оно быстро убывает [2, 34]. [c.194] Важно также отметить, что в отличие от некоторых других (в частности, кадмия) поглотителей нейтронов бор при взаимодействии с последними не создаёт жёсткого 7-излучения, что связано с малой величиной сечения реакции (п,7) для его изотопов (см. табл. 14.1.1). По данным [34, 36, 37] поглощение ядрами В тепловых нейтронов в 92,5% случаев сопровождается испусканием относительно мягкого 7-излучения с энергией 0,478 МэВ. Последнее обстоятельство используется в одном из методов измерения содержания °B, а также степени его выгорания в поглощающих элементах ядерных реакторов [38, 39]. Важным обстоятельством для практического использования изотопов бора является наличие у бора-11 ядерного магнитного момента и его отсутствие у бора-10. [c.194] В реакторостроении бор-10 используется в основном как составная часть стержней, регулирующих скорость ядерных процессов в реакторе. В связи с этим можно отметить, что особенности его взаимодействия с нейтронами ставят бор-10 практически вне конкуренции среди других элементов с большим сечением захвата нейтронов при рассмотрении возможности их использования в регулирующих стержнях реакторов на быстрых нейтронах, перспектива развития которых связана с возможностью расширенного воспроизводства на них плутония [2, 32. [c.194] В настоящее время бор-10 используется в основном в регулирующих стержнях реакторов на тепловых нейтронах. При этом ввиду ограниченного объёма активной зоны реактора приходится решать задачу уменьшения размеров регулирующих стержней при одновременном увеличении их поглощающей способности по отношению к нейтронам. Эта задача успешно решается путём использования высококонцентрированного бора-10 в виде металлокерамики карбида бора с окисью алюминия [32, 34]. [c.194] В случае применения в качестве нейтронопоглощающих материалов борсодержащих сталей использование в них в виде присадки высококонцентрированного бора-10 позволяет уменьшить в сталях общее содержание бора, что, наряду с увеличением поглощающей способности стали, обеспечивает улучшение её механических свойств, т. е. делает сталь более пластичной, менее хрупкой и твёрдой. Однако при изготовлении из нейтронопоглощающих сталей неохлаждаемых регулирующих стержней приходится решать задачу повышения их жаростойкости. Последнее достигается увеличением в сталях содержания бора, что из-за низкой растворимости последнего в металлах резко ухудшает механические свойства таких сталей. В связи с этим материалы, обладающие удовлетворительными механическими свойствами при содержании В до 15%, в промышленности получают методами порошковой металлургии. К числу таких материалов, в частности, относятся материалы из диспергированного в титане обогащённого по В бора [40. [c.194] Коснувшись проблем конструкционных материалов, содержащих бор-10, отметим, что в последние годы интерес к таким материалам, как к поглотителям нейтронов, в частности, к железосодержащим лигатурам резко возрос в связи с необходимостью их использования при производстве уплотнённых (сухих) хранилищ и контейнеров для транспортировки и длительного хранения отходов ядерного горючего, а также при решении проблем защиты ядерного топлива при его транспортировке [13]. [c.195] В США для этих целей компанией Eagle Ri her Industries, In . налажен выпуск алюминий-содержащих сплавов (сплав 1100 +Бор и 6351 +Бор), поставляемых на рынок в виде разного рода пластин и листов. [c.195] Сплав 6351 +Бор производится на основе алюминия, соответствующего стандарту 6351. Сочетает в себе нейтронопоглотительную способность, механическую прочность, характерную для алюминия температуропроводность. Применяется в конструкциях хранилищ для отработанного ядерного горючего. Характеризуется приведёнными ниже механическими и физическими свойствами. [c.195] Обогащённый бором-10 пентаборат натрия используется при эксплуатации реакторов на кипящей воде в системах контроля протечек. Использование пентабората натрия в системах борного регулирования ядерных реакторов позволяет избежать дорогостоящего и сложного процесса смешивания обогащённой бором-10 борной кислоты с природной бурой непосредственно на площадке реактора. [c.197] Возвращаясь к проблеме использования бора-10 в регулирующих стержнях ядерных реакторов, отметим, что образующиеся в них в результате реакции В (п, а) литий и гелий играют в данном случае отрицательную роль [41, 42], связанную с тем, что они занимают в стержне объём в 20 раз больший, чем исходный атом бора. Накопление в стержнях при высоких температурах гелия приводит к появлению в них трещин и нарушению структуры материала. Однако указанный недостаток имеет заметно меньшее значение в случае использования карбида бора в виде металлокерамики с окисью алюминия, поскольку стержни из этого материала в процессе облучения почти не меняют объёма и не образуют трещин [32, 34]. Например, цилиндрический образец, содержащий 2,2% вес. В4С в А12О3, при выгорании бора, равном почти 100%, увеличивается в диаметре всего на 1,2%, длина образца не изменяется, а его пористость находится в пределах 15-35%. Высокой радиационной стабильностью вплоть до интегральных нейтронных потоков 4,6 10 нейтронов/см обладают также материалы из В, диспергированного в стали или титане [32]. [c.198] Актуальность проблемы повышения поглощающей способности регулирующих стержней в действующих реакторах за счёт повышения в них концентрации бора-10 в последние годы возросла в связи с рассмотрением перспектив, а также принятием в ряде промышленно развитых стран (США, Германия, Франция, Япония) национальных программ по использованию в атомной энергетике так называемого МОХ-топлива, изготавливаемого на основе оружейного плутония. Аналогичные работы проводятся и в России [43]. Использование такого топлива сопровождается более жёстким энергетическим спектром нейтронов в активной зоне реактора, что при фиксированных размерах этой зоны требует повышения концентрации бора-10, как в регулирующих стержнях, выполняемых из карбида бора, так и в теплоносителе первого контура, где бор-10 используется в форме раствора борной кислоты [13, 44. Перевод энергетических реакторов на МОХ-топливо требует единовременного расхода бора с концентрацией в нём бора-10 (92-96)% ат до 1 тонны на реактор. В процессе эксплуатации реакторов 7% бора-10 в регулирующих стержнях выгорает , в связи с чем возникает текущая потребность в боре-10, обусловленная необходимостью замены стержней на новые. [c.198] Проблема борного регулирования предполагает широкое использование на атомных электростанциях специальных концентратомеров бора-10 для определения его содержания в технологических растворах [54]. Метрологическое обеспечение работы таких концентратомеров, их аттестация базируются на применении изготавливаемых на основе бора-10 государственных стандартных образцов изотопного и массового состава борной кислоты, обеспечивающих единство определений концентрации бора-10 в технологических растворах [54, 55]. [c.201] Определённый интерес для реакторостроения представляет использование 8 в качестве составной части защитных материалов, поскольку его применение позволяет при их малом удельном весе обеспечить высокоэффективную (превосходящую в сотни раз бетон) нейтронную защиту [2, 21, 32, 34, 56]. Это обстоятельство имеет особое значение для малогабаритных реакторов, установленных на транспорте [57]. Важно также подчеркнуть, что при этом наряду с нейтронной защитой в значительной степени решается и проблема биологической защиты от 7-излучения. Последнее объясняется тем, что за счёт поглощения нейтронов бором-10 (сопровождающегося испусканием мягкого 7-излучения с энергией 0,478 МэВ) уменьшается нейтронная активация других конструкционных материалов, в частности, сталей, приводящая к более жёсткому 7-излучению [34, 58]. [c.201] Вернуться к основной статье