Вышла в свет книга Б.И.Нигматулина и В.А.Пивоварова «Реакторы с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. История трагедии и фарса». Подробнее 

Дементий Башкиров (С.М. Брюхов)

История возникновения единицы измерения повреждающей нейтронной дозы. Когда дома были огромными, а деревья выше Солнца, наши отцы (начиная с 1942 года) создавали новые виды ядерного оружия. Одной из двух (основных) технологий создания ядерных материалов были атомные котлы (кипятильники воды) для производства Pu-239, другой – каскады разделения изотопов урана, для получения обогащенного U-235.  

В августе 1945 U-235 был в десятки-сотни раз дороже Pu-239. Производительность котлов составляла 25 бомб из плутония в год, а каскадов – 1 бомба в 3 года. На фоне тротиловых производственных мощностей (миллионы тонн в год), эквивалент атомного оружия был кратно ниже (пол миллиона тонн тротила в год). 

Со временем каскады усовершенствовались, к середине 1950-х вместо диффузионных мембран появились газовые центрифуги, и в ближайшее время уран-235 стал в десятки раз дешевле плутония-239. Годовое производство бомб из урана-235 стало исчисляться тысячами, а бомб из плутония-239 сотнями.

Из тонны природного урана Центрифуга позволяла получать до 3 килограмма урана-235, а Котел – 0,5 кг плутония. При примерно равном КПД взрыва ядерного боеприпаса, уран-235 использовал природный уран в 6 раз эффективнее.

Начиная с 1946 года Ферми начал создавать реакторы на быстрых нейтронах, для повышения эффективности природного урана до 10-60 кгPu/тU, но сразу столкнулся с проблемой первой стенки, и технологии БР до сих пор не существуют.

В середине 1950-х появилось термоядерное оружие, которое превращало в осколки деления 500-800 кг природного урана. С учетом КПД урана и плутония в ядерном заряде 10-20%, эффективность использования природного урана в термоядерном оружии выше в 10 000 раз, соответственно производственные мощности оружейного термояда стали в тысячи раз больше производственных мощностей тротила.

Актуальность ядерного оружия из плутония-239 и урана-235 ушла на второй план.

Появление большого количества обогащенного урана-235, при огромной мощности производства термоядерного оружия, привело к созданию идеи использования урана-235 для компактных реакторов для подводных лодок.

Но тут разработчики опять столкнулись с проблемой первой стенки.

 

Масштабы проблемы повреждения оболочки необходимо как-то оценить

Проблема стала измеряться в единицах измерения нейтронного потока, который проходит через площадку сечением 1 квадратный сантиметр, который приводит к полному разрушению изделия, к потери прочностных характеристик, к невозможности дальнейшего использования, или потери газовой герметичности.

Интуитивно понятная единица измерения нейтронной дозы облучения материала, нейтрон/см², долго использовалась для оценки нейтронной стойкости изделий для ядерного реактора и используется до сих пор.

С началом массового исследования реакторов на быстрых нейтронах в США и СССР (1960-), во Франции (1970-), появилось понимание, что быстрый нейтрон примерно на порядок-два опаснее теплового нейтрона. Тогда в единице измерения повреждающей нейтронной дозы появилась добавка энергии нейтрона. Например, «5Е+21 n/sm² fast neutron», или «5Е+23 n/sm² thermal neutron» давно означают неприемлемое повреждение оболочки твэл, быстрого и теплового реактора соответственно.

К середине 1980-х Франция вышла на позиции «безумного лидера» в гонке БР. Реакторы Феникс (300 МВтэ) и Супер-Феникс (1300 МВтэ) являются рекордсменами технологий быстрых реакторов, и до сих пор никому не удалось приблизиться к рекордам французов.

Теория разрушения металлов под воздействием упругого столкновения с нейтронами появилась на много десятилетий позже создания первых быстрых реакторов. Эта теория появилась на обширнейшем экспериментальном материале, накопленном опытом разрушения самого металлического урана, сплавов урана, материалов оболочек твэл, материалов внутрикорпусных конструкций реакторов.

 

Сна

Суть теории заключается в расчете количества смещений атомов, которые возникают под действием нейтронного потока. Название единицы сна – смещений на атом. 

Для алюминия (материал оболочки оружейных реакторов) сечение захвата тепловых нейтронов составляет 0,231 барн, а сечение упругого соударения 1,41 барн. Для быстрых нейтронов сечение захвата 0,0045 барн, вероятность упругого взаимодействия выше в 310 раз.

Обратите внимание! В справочниках Информация о сечениях для тепловых нейтронов представлена в одних таблицах, для быстрых нейтронов в других таблицах. В справочниках приводятся сечения деления в барн для теплового нейтрона и в миллибарн для быстрого нейтрона. Это часто вызывает ошибки, в тысячу раз, при сравнении вероятности различных ядерных реакций.    

(Барн (русское обозначение: б, бн; международное: b) — внесистемная единица измерения площади, используется в ядерной физике для измерения эффективного сечения ядерных реакций, а также квадрупольного момента. 1 барн равен 10⁻²⁸ м² = 10⁻²⁴ см² = 100 фм² (примерный размер атомного ядра)^[1]. Определяются также кратные и дольные единицы. – ред).             

Для циркония (материал оболочки практически всех современных реакторов), вероятность захватить тепловой нейтрон (сечение захвата) составляет 0,185 барн, а вероятность столкнуться без захвата (упругое столкновение) 6,4 барн. Вероятность упругого соударения выше вероятности неупругого соударения в 35 раз. Для быстрых нейтронов (среднее сечение, усредненное по спектру деления U-235) все сечения захвата нейтрона цирконием составляют 0,00063 барн, а сечение упругого взаимодействия так и остаются 6,4 барн. Вероятность столкнуться с быстрым нейтроном и отскочить в разные стороны выше в 10 000 раз.

Для железа, основного металла оболочки быстрого реактора, сечения составляют соответственно 2,56 барн, 11,35 барн, 0,0015 барн. Вероятность упругого отскока в быстром реакторе выше вероятности захвата в 7500 раз.

Уже в 1940-х Ферми показал, что для быстрого нейтрона нет «ядов», то есть материалов с высокими сечениями захвата нейтронов. По сравнению с сечениями деления актинидов 0,5-2 барн, сечения захвата материалов конструкции в тысячи раз меньшие. Это открывает дорогу для использования в конструкции быстрого реактора любых материалов.

Сейчас настало время пояснить, как отличается разрушающее действие тепловых и быстрых нейтронов на конструкционные материалы.

Тепловой нейтрон рассеивается на ядрах атомов оболочки, не изменяя их энергию, так как находится в тепловом равновесии со средой. Зато тепловой нейтрон захватывается ядрами атомов оболочки, и превращает их в другие элементы. Ресурс оболочки зависит от сечения захвата тепловых нейтронов, и от предела внедрения в металл инородных трансмутированных атомов.

Быстрый нейтрон не просто рассеивается на ядрах атомов оболочки, а выбивает их со своего места в кристаллической решетке, создавая пустое место (вакансию), а остановившееся ядро вклинивается в кристаллическую решетку, создавая атом центра внедрения (избыточного напряжения).

Чтобы выбить атом железа из своей решетки, нейтрону необходимо иметь энергию, превосходящую порог выбивания (порог образования вакансии). Кроме того, атом должен вылететь на достаточное расстояние, чтобы он не смог быстро вернуться обратно.

Количественная оценка энергии образования вакансии субъективна и разными авторами трактуется по-разному. Энергия связи атома металла составляет от 2 до 5 эВ, и зависит от температуры. Выше температуры плавления энергия равна нулю.

Расчет пороговой энергии нейтрона, при известной пороговой энергии образования вакансии, находится по закону равенства импульсов сталкивающихся шаров. m₁v₁=m₂v₂. В то же время энергия шаров пропорциональна скорости в квадрате E=mv²/2. Подставляя полученные скорости равных импульсов в энергии частиц, получаем, что энергия разлетающихся частиц обратно пропорциональна их массам.

 

Пример расчета пороговой энергии нейтрона

Энергия связи атома железа равна 5 эВ. Избыточная энергия, чтобы атом не вернулся на прежнее место, равна 5 эВ или более. Нейтрон должен передать атому минимум 10 эВ, что при осевом столкновении будет в 56 раз больше, то есть 560 эВ. С учетом ударов по касательной, средняя пороговая энергия нейтрона для образования вакансии/внедрения будет в два раза большей, 1120 эВ. С учетом направления движения атома вдоль или наискосок к плоскостям кристалла, разница требуемой энергии достигает нескольких раз.

При повышении температуры металла падает энергия связи и растет необходимая избыточная энергия вылетающего атома. Этот факт приводит к очень значимому практическому выводу. Если накоплено много вакансий и внедрений в металлической конструкции, их возможно удалить, сняв напряжения при нагреве металла до температуры, близкой к температуре плавления. В атомной энергетике так называемый «отжиг» корпусов реакторов позволяет на многие проценты продлевать ресурс дорогого оборудования. Конечно, полностью восстановить исходную кристаллическую структуру невозможно, но прибавка даже в 20% к ресурсу корпуса может увеличить экономику и безопасность реактора.

Нейтрон деления в активной зоне БОР-60 имеет среднюю энергию 380 кэВ. Гипотетически он способен выбить из седла кристаллической решетки до 350 атомов. Термализованный нейтрон графитового реактора имеет среднюю энергию 0,025 эВ. Атом не чувствует даже щекотки от такого нейтрона. Разница энергий нейтронов 15 миллионов раз.

 

Сна сне сну рознь

Материаловеды старшего поколения, которые за многие десятилетия работы не привыкли пользоваться единицей смещений на атом (сна), считают её лженаучной. В лучшем случае, относятся к ней индифферентно. Один из аргументов против использования сна в материаловедении основывается на невозможности применения этой единицы на практике.

Допустим, что выдающийся академик металлург получил металл или изделие в виде оболочки твэл, которые выдерживают 200 сна. Каким образом фабриканту топлива или конструктору рассчитать допустимое выгорание топлива, в % т.а. или МВт*сут/кг? Где найти однозначную методику расчета? Как доказать, что заявленные 200 сна и методика верны? Для какого вида топлива и теплоносителя подходит эта оболочка? При каких температурах?

Есть только один путь доказательства качества нового высокотехнологичного материала - поставить в активную зону быстрого реактора и испытать в течение многих лет.

Практика 80 лет испытаний материалов в быстрых реакторах показала, что «первая попавшаяся нержавейка» (Габер и Крупп, всю жизнь создававшие эти сплавы, в гробу переворачиваются от таких слов) выдерживает выгорание топлива 6,2 % т.а. при температуре натрия 400*С. А через 80 лет интенсивных поисков, обоснованное выгорание для самых современных оболочек составляет 8,2%.

Здесь есть еще одна большая неопределенность. Что считать за допустимый предел.

Если за допустимый предел считать выход из строя 95% твэл, то это будет допустимое выгорание 16% т.а., если 50% - 12% т.а., если 5% - 10% т.а. Если принять за допустимый предел 5Е-3% твэл, то допустимое выгорание составит 8,2%. Как и для всякой дозы лекарства или яда, эффект имеет характерную S-образную кривую, и очень важно указать, к какому участку этой кривой относятся численные значения.

Сам предел можно определять как потерю газовой герметичности, или как выход цезия в теплоноситель, или как выход топливной композиции в теплоноситель. Большая разница в вероятности таких событий, и воздействию этих событий на персонал и на население.

На памяти автора было немало сенсационных заявлений о создании очень стойких к быстрому нейтронному потоку материалов. И 40 лет назад, и 20 лет назад, и сегодня, поток таких сенсаций изрядный. Но на проверке, которую возможно осуществить только в реальном быстром исследовательском реакторе, которых 1 (один) на весь мир, оказывается, что Габер с Круппом в 1913 году создали шедевр нержавеющего сплава на основе железа-хрома-никеля, существенно превзойти который пока невозможно.

Фактически, сегодня никто в мире, кроме России, не занимается обоснованием стойкости материалов быстрых реакторов. Ни у кого нет экспериментального оборудования для обоснования. Все научные обоснования сделаны в период 1946-1990 год, и работы сегодня не актуальны. 

 

Сна как часть опасных факторов работающего реактора

Практика работы реакторов разного типа показывает, что сна лишь часть опаснейшего воздействия различных факторов, существующих в ядерных реакторах. Кроме сна существует:

Химическое воздействие осколочных галогенов. Термические удары и термические градиенты. Перепады давления в сотни атмосфер как снаружи, так и изнутри. Прямое внедрение в металл оболочки осколков деления, ядер отдачи альфа-распада, ядер гелия и протонов (водорода). Механическое воздействие распухающего топлива изнутри, теплоносителя и дистанционирующих элементов конструкций снаружи. Вибрации. Банальный брак комплектующих и сварных соединений, брак неравномерного распределения реактивности в твэл и разных ТВС.

Каждому из указанный выше факторов посвящены тысячи публикаций.

Даже если вы сможете доказать (на ускорителях частиц, например, можно достичь 100 сна за сутки), что Ваш инновационный наноматериал отлично справляется с потоком быстрых нейтронов, это вызовет лишь легкое пожимание плечами у материаловеда реактора.

- Ставьте в быстрый реактор, и проверяйте ваш материал, - ответит Вам реакторный материаловед. Без реакторной проверки это сплетни в виде версий.

Для БРЕСТ-ОД-300 заявляется о создании оболочек, выдерживающих 140 и более сна. В перспективе 200 и даже 500 сна [Выстоять в условиях ада. Рисованый В.Д., бывший директор ОРМ НИИАР, август 2014]. Чтобы получить такие нейтронные повреждения в единственном в мире быстром опытном реакторе БОР-60 (очередь желающих на десять лет вперед), необходимо 7 лет облучения, по 20 сна в год. Для перспективных направлений время экспериментальной проверки – до 25 лет, что далеко за пределами ресурса этого эксклюзива.

Заметим, что для внутрикорпусных материалов реакторов на тепловых нейтронах, время экспериментальной проверки достигло 60 лет и более, а количество смещений на атом до 120.

Реальные быстрые реакторы серии БН – БОР-60, БН-600, БН-800, достигают среднего выгорания в ТВС 8-10% т.а. на урановом топливе. При этом заявленная нейтронная доза составляет 70-100 смещений на атом, смотря кто и как рассчитывает эти сна. 12% выгорания – это существенное загрязнение натрия осколками деления, а 16% чревато попаданием в натрий тяжелых металлов.

Материаловедение МОКС (U-238/Pu)O₂, в котором образуется на порядки больше америция и кюрия, имеет очень небольшую статистику. Влияние актинидов, тяжелее плутония, на ресурс оболочки твэл предстоит еще долго изучать. Влияние характерных для каждой технологии примесных элементов (например хлор), на первую стенку, может оказаться существенней всех остальных видов воздействия.

Кроме процессов физико-химического взаимодействия топлива и оболочки, МОКС-топливо содержит в 15-30 раз больше плутония-239, удельная активность которого в 30 000 раз выше удельной активности урана-235. Фактически только плутоний-америций-кюрий определяет альфа-активность загрязнений теплоносителя.

С учетом накопления америция и кюрия, удельная альфа-активность ОЯТ быстрого реактора оказывается в 30-50 раз выше урана-235. Даже при равной вероятности разгерметизации твэл с U-235 и Pu-Am-Cm, альфа-загрязнения теплоносителя будет в 30-50 раз выше, а с учетом кратно большей миграции трансплутониевых актинидов, в 100+ раз.

Для нитридного топлива с обычным азотом-14, накопление С-14 и Н по ядерной реакции N-14(n,p)C-14, или по ядерно-химической реакции N-14 + n = C-14 + H, оказывается опаснее быстрых нейтронов. И углерод, и водород, являются критическими химическими примесями, контролируемыми при изготовлении топливной композиции. Их суммарная доля не должна превышать 0,005%. Однако в процессе работы нитридного топлива, накопление опасных примесей начинает превышать допустимый предел через 4-5% выгорания.

Это приводит к углеродному охрупчиванию или водородному охрупчиванию металла оболочки, что кратно снижает максимально допустимую дозовую нагрузку на материал в сна.

При этом нужно помнить и понимать, что ОТВС необходимо еще храниться 15-30 лет, и не рассыпаться за время хранения на фрагменты. Проблемы хранения такого ОЯТ, в котором исчерпан ресурс оболочки, очень большие.

В заключение

Для изобретателя есть единственный способ доказать свою правоту – предоставить на суд обывателей действующий образец изделия. В то же время нет ни одного способа опровергнуть гипотезу, не проводя эксперименты.

Задача научного сообщества - получить доказательства своей точки зрения с минимальными затратами человеческих и материальных ресурсов и времени.

США доказали невозможность ЗЯТЦ БР на быстрых мощностях 1-5-20-60 МВт в 1969. СССР доказал невозможность ЗЯТЦ БР на быстрых мощностях до 1400 МВт в 1986. Франция доказала невозможность ЗЯТЦ БР на быстрых мощностях до 3000 МВт в 1999.

Квалификация математика обратно пропорциональна количеству действующих цифр в ответе. Квалификация ядерщика обратно пропорциональна количеству долларов (рублей, франков, марок), необходимых для достижения научного результата. Квалификация ядерщика обратно пропорциональна количеству времени, потраченному на решение задачи.

Задача получить как можно больше ресурсов на решение собственных проблем имеет название получение личной выгоды или паразитирование на теле общества. В предельном случае, паразитирование продолжается до смерти или до смены носителя болезни.