CC BY
69
М. Б. Игнатьев, Р. М. Яковлев АЛЬТЕРНАТИВНАЯ ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА И УСТОЙЧИВОЕ РАЗВИТИЕ
Основой ядерной бомбы является плутоний или высоко обогащенный уран-235. Если технология обогащения урана-235 является сложной и дорогой, то получение плутония не сопряжено с изотопным разделением, и его можно извлечь из того материала, где он содержится, практически в любой радихимической лаборатории мира. Был бы только под рукой нужный материал. Современная атомная энергетика создает его в большом количестве. Причем, если запасы военного плутония (это в основном плутоний-239) росли в год приблизительно на 1 т и ограничивались его производством в основном в двух странах (США и СССР), то общее количество производимого сейчас в энергетических реакторах плутония составляет около 80 т в год, а извлекаемого из ОЯТ на комбинатах гражданского плутония увеличиваются сейчас на 10 т в год. Этот продукт является, безусловно, менее эффективным для создания атомной бомбы, но вполне для этого пригодным. Если для небольшой атомной бомбы, мощностью равной той, которая была взорвана над Нагасаки, достаточно 5 кг военного плутония, то гражданского надо будет около 7 кг. Американцы еще в 60-х годах взорвали такую бомбу из «плохого» плутония. Несколько взрывов из такого плутония в сравнительно недавнее время было произведено и в других не очень развитых странах. Имея плутоний как запал, можно нарастить его до термоядерного устройства с взрывными мощностями на порядки большими. Еще раз отметим, что особых ухищрений для извлечения плутония из облученного ядерного топлива не существует. Высоких технологий по изотопному разделению не требуется. Сколько бомб при желании можно сделать из 10 т извлекаемого за год гражданского плутония нетрудно подсчитать. Часть плутония уже извлечена и хранится в странах, где есть предприятия по переработке ОЯТ. В таблице приво-
дится информация, взятая с сайта1 Арджуна Ма-хиджани, директора IEER (Institut for Energy and Environmental Reserch), США.
Как видно из таблицы, еще в 2000 г. произведенного на комбинатах гражданского плутония накопилось 210 т, что уже превысило количество полученного за всю историю военного плутония. Общее же количество находящегося в ОЯТ энергетического плутония сейчас составляет около 2000 т. В итоге, несмотря на непрерывные и настойчивые призывы сокращения запасов военного плутония и проводимые в США и России работы по сокращению его запасов, наработка его в гражданских реакторах и переработка на комбинатах только возрастают. Из количества приведенного в таблице уже извлеченного «мирного» плутония можно изготовить 30 тысяч атомных бомб.
Таким образом, мы имеем непреложный факт распространения по миру основной составляющей атомного оружия, его взврывчат-ки — плутония, хотя он именуется гражданским. В последние годы эта тревожная ситуация усугубляется. Обусловлено это тем, что при быстро сокращающихся запасах углеводородов, атомная энергетика опять рассматривается как единственный более чистый, чем уголь, крупномасштабный источник энергии. Кроме решения проблемы энергетической безопасности, весьма существенным аргументом в пользу ускоренных темпов развития атомной энергетики также является возможность сильно сократить выбросы парниковых газов и других вредных отходов, которых особенно много при добыче и сжигании угля. Изменение отношения к атомной энергетике происходит во многих странах, в том числе и в России. Предполагается ее весьма интенсивное развитие со строительством нескольких тысяч гигаватных атомных станций в мире до конца столетия и более сотни таких станций в России.
Таблица
Оценки запасов выделенного гражданского плутония по странам, где он хранится, т
Страна Выделенный плутоний Дата получения данных Комментарии
Франция ~ 80 Конец 1999 г. Включает зарубежный Ри, который хранится во Франции
Великобритания 78,5 31 марта 2000 г.
Россия 30 2000 г.
Япония 5,3 Конец 1999 г.
США 1,5 2000 г.
Другие 11 Конец 1998 г. Германия, Бельгия, Индия
Всего ~ 206 К концу 2000 г. общие запасы превышали 210 т
Примечание. Сюда входит плутоний в форме необлученного МОХ-топлива.
В 2008 г. работал семинар, организованный Международным научно-техническим центром, по теме «Перспективный ядерный топливный цикл XXI века». Семинар происходил 24—27 сентября в Нижнем Новгороде. На нем присутствовали ведущие физики-атомщики России, Японии и Европейского Союза. Перспективой развития атомной энергетики, по мнению почти всех участников семинара, является строительство до 2030 г. реакторов на тепловых нейтронах типа ВВЭР с подключением к ним затем быстрых реакторов типа БН-800. На основе анализа растущих потребностей человечества в энергии, особенно в развивающихся странах, обосновывалась необходимость перехода к атомной энергетике как единственной альтернативе исчезающим запасам углеводородов. По оценкам МАГАТЭ в течение нескольких следующих десятилетий потребуется построить примерно 2000 АЭС (мощностью в 1000 мегаватт каждая). Это увеличение общей мощности АЭС в пять раз. По мнению докладчика, к концу столетия в мире потребуется АЭС общей установленной мощности не менее 3000—4000 ГВт, а для России — 300 ГВт. Причем, общая доля реакторов на быстрых нейтронах должна составлять 50 %. Коэффициент воспроизводства для производства плутония в этих реакторах желательно иметь равным 1,6, что обеспечит эффективное само-
развитие. Переработку облученного ядерного топлива с извлечением плутония и минорных актинидов следует осуществлять в установках, которые будут размещаться при каждом быстром реакторе. Нераспространение плутония и исключение его хищения, по мнению докладчика, может быть обеспечено специальными соглашениями и разработанными особыми технологиями. Докладчик определил путь к энергетической безопасности, основанный на уран-плутониевом цикле и быстрых реакторах с фабриками переработки на них многих тонн плутония. Действительно, предлагаемый путь приводит к энергетической безопасности. С этим мы согласны. И этот путь был бы замечателен, если бы обеспечивал и другую безопасность.
Давайте расставим приоритеты. Если говорить о безопасности, то, что важнее всего? Мы считаем, как и большинство людей вместе с нами, что обеспечение безопасности жизни, здоровья и сохранение окружающей природы является главным. Обеспеченность энергией на все более высоком уровне, или как это не совсем правильно называют, «энергетическая безопасность», не должна подавлять главного, т. е. не быть угрозой самой жизни. К сожалению, высокая озабоченность энергетической безопасностью у атомщиков отодвигает куда-то в сторону заботу о безопасности жизни на Земле. Обуслов-
лено это, в первую очередь, все более растущим и во многом избыточным уровнем потребления, насаждаемым рыночной экономикой прибыли, так как поддержать этот растущий уровень невозможно также без увеличения потребления энергии. В связке с желанием как можно больше продать, обеспечивая рост прибыли, продать сейчас и поскорее, рост энергопотребления просто необходим. При этом игнорируется все остальное: и ограниченность источников энергии, и их безвозвратная потеря, и опасность экологической катастрофы, и будущее потомков, оставляемых без ценных сырьевых продуктов и заваленных отходами.
Игнорируется и чрезвычайная опасность, обусловленная распространением по миру основной составляющей атомной взрывчатки — плутония, и эта опасность усугубляется не только увеличением количества атомных станций, но и тем, что практически весь плутоний оказывается по предлагаемому сценарию ускоренного развития вовлеченным в непрерывную многократную переработку. От его непрерывной переработки никуда не деться, поскольку основу атомной энергетики с 2050 г., составят быстрые реакторы, работающие на плутонии, непрерывно извлекаемом из ОЯТ этих реакторов для обеспечения топливом самих реакторов и части реакторов, работающих на тепловых нейтронах. Еще раз отметим, что никакие самые строгие предписания, регламентирующие использование при переработке ОЯТ только специально созданных технологий, которые исключают наработку отдельно плутония, не смогут воспрепятствовать злоумышленникам извлечь нужный для бомбы плутоний по старой схеме Пурекс-процесса с привлечением нужных специалистов.
При широком распространении по миру быстрых реакторов возникает еще одна серьезная угроза. У их новых владельцев может появиться искушение попробовать нарушить соглашение Ельцина — Клинтона, запрещающее создавать зону воспроизводства 239-плутония в быстром реакторе с использованием для этого обедненного урана, опять же с привлечением специалистов. Если уж размещать где-то быстрые реакторы, то только в тех странах, которые уже имеют ядерное оружие, иначе происходит распространение не просто гражданского плутония, а создается реальная возможность
производить оружейный плутоний, каким-то образом обойдя запреты.
Давайте, по-настоящему определим всю опасность ситуации, в которой оказывается человечество и, в первую очередь, его цивилизованная часть, развивая энергетику, основанную на уран-плутониевом цикле, и помогая странам, у которых не было атомной энергетики, ее развить, нарабатывая на своих реакторах плутоний. Особая опасность нами отмечается именно для цивилизованной части, ибо для Тайланда и Никарагуа вероятность ядерных террактов с использованием плутония, по всей вероятности, будет значительно ниже.
Освободиться от угрозы распространения по миру основной составляющей атомного оружия — плутония можно только в варианте развития атомной энергетики по сценарию, в котором отсутствует плутоний. Это означает переход от уран-плутониевой к торий-урановой энергетике, где делящийся материал (уран) нарабатывается из тория по схеме: 232ТЪ (п, у)233ТЪ ^ ^ 233 Ра ^ 233 и. Наряду с синтезом урана-233, в уран-ториевом реакторе сразу по нескольким каналам идет синтез небольших количеств ура-на-232. Этот изотоп вместе со своими дочерними продуктами в уран-ториевом реакторе характеризуется интенсивным жестким гамма-излучением, что полностью исключает возможность проводить какие-либо операции с ураном-233 в легких лабораторных боксах, подобно тому, как оперируют с ураном-235 и плутонием-239. Это гарантирует невозможность использования ура-на-233, нарабатываемого в реакторе, для приготовления ядерных зарядов (даже при участии в работах операторов-самоубийц) без предварительного отделения изотопа урана-232, что практически невозможно осуществить. Таким образом, как исходный материал (торий-232), так и синтезированный материал (смесь ура-на-233 и урана-232) не смогут стать реальными компонентами ядерного оружия террористов. Запасы тория в десятки раз превышают запасы урана.
Кроме нераспространения ядерного оружия не менее важна проблема безопасности ядерной энергетики, а также защиты окружающей среды от загрязнения радиоактивными отходами. К рассмотрению этих вопросов мы сейчас переходим.
11 сентября 2001 г. в США один из четырех захваченных террористами самолетов немного не долетел до атомной станции в Пенсильвании. Падение тяжелого самолета на АЭС привело бы ко второму Чернобылю с 30-километровой зоной заражения. К такому же печальному итогу могут привести катастрофические ситуации, причиной которых могут стать сильные землетрясения или другие совершенно непредвиденные факторы, приводящие к разрушению корпуса реактора и расплаву активной зоны. Это могут быть очень грубые ошибки обслуживающего персонала, хорошо организованная диверсия или управляемый снаряд с кумулятивным зарядом. Любая установка может сломаться или быть сломанной, но последующая ситуация может быть различной. При разрушении корпуса и расплаве активной зоны неминуемо произойдет выброс огромного количества радиоактивных продуктов, накопленных в твердотельных топливных элементах (ТВЭЛах) за время работы реактора:
Ситуация, в которой оказалась атомная энергетика, обусловлена историей ее развития. Атомная энергетика возникла и развилась в считанные годы только благодаря заделу, который существовал в России и США при создании реакторов для атомных подводных лодок (АПЛ). Многие разработки оттуда перешли в мирную энергетику атома. Использование такого топлива, которое по энергоемкости в миллион раз превосходит углеводородное, обеспечивало несомненное преимущество АПЛ перед дизельными. Для атомных лодок были созданы реакторы, обладающие высокой плотностью энергии в активной зоне, в которых тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы) и сборки из них (ТВС) были полностью герметизированы. Но весьма высокая плотность энергии и герметизация топлива, совершенно оправданные для АПЛ, создают условия повышенной опасности для созданных на их основе легководных реакторов (ЛВР), составляющих основу большой атомной энергетики, и в еще большей степени для реакторов на быстрых нейтронах, поскольку энергетическая напряженость для них в активной зоне реактора значительно выше. Из-за очень высокой температурной напряженности в тепловыделяющем элементе (разница температур внутри и на охлаждаемой поверхности около 2000 градусов)
десяти секунд перерыва в подаче охлаждающей воды (или натрия) к топливному стержню приводит к локальному перегреву и неотвратимому каскадному повреждению активной зоны реактора. Большую опасность вызывает необходимый для компенсации выгорания топлива в ТВЭЛах избыточный запас реактивности, который может привести в экстремальных ситуациях к неконтролируемой цепной ядерной реакции. Но и без образования локальной критической массы крупная авария, инициированная терактом или непредвиденным событием, может привести к катастрофическому выбросу накопленных в ТВЭЛах радиоактивных продуктов при их расплаве и повреждении корпуса реактора.
При вскрытии активной зоны из расплавленного топлива не полетят радиоактивные продукты, если из него уже выведены летучие и газообразные продукты в ходе эксплуатации. Это можно сделать, если перейти на уран-ториевые реакторы без твердотельных топливных элементов, в которых топливо находится в виде расплава соли или в виде суспензии.
Психологически трудно признать, что исключение герметичных оболочек для распределенного по таблеткам ядерного топлива и использование топлива в жидком состоянии исключают возможность глобального загрязнения внешней среды, т. е. повторения Чернобыльской катастрофы. Ведь столько времени и сил было потрачено для создания ТВЭЛов и тепловыделяющих сборок из них. Мы отмечаем важную роль, которую они сыграли при создании достаточно безопасных реакторов для АПЛ, и имеющих возможность работать несколько лет подряд без перезарядки на высокообогащенном уране-235. Полезно отметить, что в реакторах на высокообогащенном уране-235 наработка плутония и долгоживущих актинидов значительно меньше, чем в энергетических реакторах. Но топливо оказывается тогда слишком дорогим, и в нем все равно копятся продукты деления, а запас реактивности является высоким.
Безтвельный же реактор имеет низкий запас реактивности (обусловленный эффективной наработкой урана-233 из тория даже в реакторах на тепловых нейтронах, а также очисткой топлива от части осколочных элементов-поглотителей нейтронов в ходе эксплуатации) и высокий от-
рицательный температурный коэффициент реактивности, что обеспечивает ядерную безопасность.
Поскольку из жидкого топлива такого реактора выводятся и аккумулируются во время работы летучие и газообразные продукты, то в любых ситуациях (даже при попадании в него бомбы) исключен выброс за пределы реакторного пространства больших количеств радиоактивных продуктов. Это обстоятельство особенно важно в эпоху развитого терроризма.
Для жидкосолевых реакторов не происходит глобального загрязнения окружающей среды даже в случае таких катастрофических ситуаций, как землятресение, падение самолета или подготовленная диверсия, это ставит их в особое положение и, главное, вселяет надежду в возможность создания безопасной от катастроф атомной энергетики. Ведь именно возможность катастрофы для существующих реакторов, обусловленная непредвиденными обстоятельствами, для учета которых бессмысленны вероятностные оценки, сдерживает после Чернобыля и событий 11 сентября 2001 г. высокие темпы развития атомной энергетики.
Перейдем к проблеме ядерных отходов в существующей атомной энергетике. Поскольку незагрязнение окружающей среды и сокращение количества отходов является одной из важнейших проблем безопасного проживания на Земле, то эта проблема является наряду с нераспространением ядерного оружия также одной из наиболее важных.
При работе реактора в результате деления ядер увеличивается объем топлива, и накапливаются газообразные и летучие продукты, что приводит к разбуханию ТВЭЛов. Помимо этого оболочки ТВЭЛов подвержены коррозии и высоким радиационным нагрузкам. Все это ограничивает время нахождения ТВЭЛов в активной зоне реактора и приводит к тому, что их надо довольно часто выгружать, заменяя новыми. Во время нахождения в реакторе расходуется лишь очень незначительная часть (2—3 % для ЛВР и 5—9 % для БНР) ядерного топлива, но при этом объемы материалов, в которых это топливо находилось, являются очень большими. Напомним, что каждый год количество ОЯТ, находящегося в ТВЭЛах для реактора электрической мощности 1 ГВт составляет: 25 т для реактора
ВВЭР и 47 т для РБМК, дополнительно вместе с ТВЭЛами выгружается в несколько раз больше высокоактивных твердых металлических отходов. За 40 лет работы радиоактивных отходов накапливается тысячи тонн. Для переработки по действующей сейчас технологии 1 т ОЯТ от ВВЭР образуется жидких отходов: высокоактивных 4,5 м3, среднеактивных 150 м3 и низкоактивных более 2000 м3. Особую неприятность в реакторах представляют, кроме плутония, другие минорные актиниды — нептуний, америций, кюрий.
Переход к жидкосолевому уран-ториевому реактору позволяет сократить объемы радиоактивных отходов в тысячи раз, поскольку для их работы не требуется ежегодная выгрузка — загрузка ТВЭЛов, не требуется и их последующей переработки. Вес осколочных продуктов реактора тепловой мощностью 300 МВт при кампании 50 лет составит примерно 5,5 т, а при средней плотности 2,7 т/м3 они займут объем примерно 2,0 м3 . Кроме того в таком реакторе нарабатывается в 104 раз меньше изотопов трансурановых элементов, чем в аналогичном по мощности уран-плутониевом реакторе.
Следует отметить, что рабочие кампании ЖСР предполагаются гораздо более длительными, чем кампании для реакторов на твердом топливе (3—4 г.) Для восполнения сгорающего урана-233 в солевой расплав ЖСР будут периодически добавляться порции тетрафторида тория-232, который при коэффициенте воспроизводства в этих реакторах близких к 1, превратившись в уран-233, сгорает, не требуя какой-либо переработки ОЯТ с его извлечением из реактора. Эта особенность атомных станций делает их практически независимыми от процедур оперативной доставки топлива. Загрузка делящимися материалами происходит только при запуске реактора, а при окончательной остановке реактора оставшийся в нем уран может быть выделен из жидкосолевой композиции фторидов при фторировании с образованием летучего иБ6 с использованием его в новом реакторе такого же типа.
Сможет ли ядерная энергетика в XXI веке стать полноценной заменой исчезающим углеводородам? Это определится, в первую очередь, ее гарантированной безопасностью относительно возможности крупномасштабных аварий, а также
исключением возможности распространения основной составляющей ядерного оружия — плутония. Весьма важной является обеспеченность топливом на долгие годы и сокращение количества ядерных отходов, в первую очередь, плутония и других минорных актинидов (нептуния, америция, кюрия).
Из всего сказанного вытекает, что по совокупности ключевых параметров уран-ториевый топливный цикл в варианте безтвэльных реакторов удовлетворит потребности человечества в «чистой» энергии на современном этапе его развития (минимум на тысячу лет), поскольку только в этом варианте для атомной энергетики представляются следующие возможности:
обеспечить нераспространение основной составляющей ядерного оружия — плутония;
сделать ее по большому счету безопасной, т. е. исключить саму возможность глобальных аварий (катастроф типа Чернобыля) с огромным экологическим и экономическим ущербом;
весьма экономно использовать ядерное топливо (делящиеся материалы нужны только при запуске реактора);
уменьшить в тысячи раз объемы ядерных отходов и количество особо опасных (кроме изотопов плутония других долгоживущих минор-актинидов — нептуния, кюрия, америция);
сделать атомную энергетику экономически выгодной, в первую очередь, из-за отсутствия ежегодной загрузки — выгрузки дорогих ТВЭ-Лов, а также затрат на хранение, переработку облученного ядерного топлива и на вывод ядерных реакторов из эксплуатации.
Мы убеждены, что только вовлечение тория в ядерную энергетику в варианте без твердотопливной загрузки — выгрузки активных зон позволит обеспечить человечество на столетия экологически чистым источником энергии. Но чтобы это произошло не в следующем столетии, необходимо уже сейчас решить вполне определенный комплекс конкретных химических, технических, конструкторских и технологических задач. По нашим оценкам, для их решения требуется совсем немного времени (3—4 года) и скромное финансирование, около 100 млн. руб. (это ничтожно мало по сравнению со средствами, потраченными на программу с реакторами на быстрых нейтронах — около 100 млрд. дол. США). Выполнить эту программу за такое ко-
роткое время и на незначительные средства возможно только потому, что существует значительный задел. Уже рассмотрено и опубликовано несколько простых конструктивных решений, исследованы в лаборатории различные материалы и совместимость их с жидкосолевыми композициями. Нам представляется достаточно ясным, как надежно герметизировать топливо и аккумулировать продукты деления. Существуют наши работы, в которых показано, как с помощью дистанционного контроля и средств управления обеспечить полную безопасность работы конкретного варианта запатентованного нами реактора с жидким топливом. В результате исследований будет подготовлено ТЗ на изготовление демонстрационного варианта ЖСР, который может быть спроектирован и построен в последующие 3—4 года. Никаких принципиальных сложностей для создания демонстрационного жидкосолевого реактора не существует.
Задача практического воплощения этого цикла в жизнь достойна стать научной и инженерной целью отрасли на ближайшую перспективу, при строительстве демонстрационного уран-ториевого реактора через 5—7 лет, а не через 45 лет, как записано сейчас в стратегическом плане работ Минатома РФ.
Мы уверены, что страна, которая первой освоит и запустит в широкое производство экологически безопасные ядерные реакторные установки уран-ториевого топливного цикла на базе реакторов с расплавами солей фторидов, выйдет на передовые в мире рубежи высоко конкурентоспособных ядерно-энергетических технологий со всеми вытекающими из этого преимуществами.
Альтернативная ядерная энергетика ставит задачу использования ядерной энергетики без наработки плутония — элемента, который наиболее прямым и технически простым способом может быть использован в ядерном терроризме. Этой задаче отвечает торий-урановый топливный цикл, в котором, в отличие от уран-плутониевого цикла, в активной зоне реактора «сгорает» (делится на осколки) уран-233. Этот изотоп нарабатывается в зоне воспроизводства в результате поглощения быстрых нейтронов ядрами тория-232 по реакции 232ТИ (п^) 233ТИ (Ь) 233Ра (Ь) 233и (в уран-плутониевом цикле «сгорает» плутоний-239, образующийся из урана-238).
Уран-233 является делящимся материалом, из которого, в принципе, может быть изготовлен ядерный заряд, но на уровне упрощенных технологий этого сделать нельзя вследствие того, что параллельно с наработкой в реакторе ура-на-233 с неизбежностью образуются примесные количества урана-232, формирующие мощный фон жесткого £-излучения его дочерних продуктов радиоактивного распада.
Торий-урановый цикл может быть реализован в традиционных гетерогенных реакторах типа ВВЭР, но наиболее экономически оправданными в данном случае представляются гомогенные жидкосолевые реакторы (ЖСР). Преимущество ЖСР перед гетерогенными реакторами состоит в том, что солевой расплав, содержащий воспроизводящий материал (торий) и делящийся материал (уран-233) прямо в ходе эксплуатации реактора может полностью освобождаться от газообразных и летучих продуктов, нарабатываемых при делении ядер, что делает его значительно менее опасным в кризисных ситуациях при разрушении активной зоны.
В отличие от гетерогенных реакторов жидкосолевые реакторы существуют лишь в проектах, хотя в 60-х годах прошлого века в Окрид-же был построен прототип ЖСР, показавший хорошие характеристики рабочих параметров и управляемости. Невысокая радиационная и химическая стойкость используемых материалов являлась существенным недостатком этого реактора. В настоящее время ЖСР относят к перспективным реакторам 4-го поколения. В России в рамках Программы развития атомной энергетики освоение торий-уранового цикла переносят на дальнюю перспективу, на время после освоения уран-плутониевых гетерогенных реакторов на быстрых нейтронах, причем уран-ториевые ЖСР используются как дожигатели актинидов. В связи с истощением запасов углеводородов можно ожидать ускорения развития атомной энергетики, и, если последняя будет базироваться на традиционном уран-плутониевом цикле, то синхронно будет нарастать опасность ядерного терроризма. Мы считаем, что торий-урановый цикл, в котором практически не нарабатывается плутоний и для которого исключается катастрофический выброс радиоактивных продуктов на большие расстояния, нужно начинать осваивать уже сейчас и именно на базе жидкосолевых реакторов.
Уже сейчас очевидно, что торий-урановый цикл в ЖСР-исполнении может нуждаться в применении современных нанотехнологий, по меньшей мере, в трех аспектах. Первый из них относится к проблеме устойчивости графитовой кладки реактора, играющей роль замедлителя и отражателя нейтронов. В ходе длительной непрерывной эксплуатации кладка подвергается механическому (расплав интенсивно перемешивается), химическому и радиационному воздействию со стороны расплава фторидных солей щелочных и щелочноземельных металлов с добавлением фторидов тория, урана и осколочных элементов при температурах 500—800 оС. Это воздействие приводит к развитию трещи -новатости и распуханию графита и, в конечном счете, к необходимости остановки реактора и замене кладки. Согласно предварительным данным, процесс деградации графита резко замедляется при введении в него малых добавок фуллеренов или нанотрубок. Причиной подобного эффекта может служить участие фуллере-нов, а также нанотрубок и их фрагментов, в прерывании процесса трещинообразования и даже в залечивании микротрещин. Для выяснения эффекта добавления таких наноструктур требуется постановка расчетных и экспериментальных материаловедческих исследований с вариацией широкого спектра параметров (содержание и тип наноструктур в графите, время воздействия расплава, температура и ее резкие колебания, воздействие некоторых химически высокоактивных элементов и т. д.). Оптимизация этих параметров позволит значительно увеличить время рабочей фазы ЖСР и, соответственно, эффективность эксплуатации реактора, а также существенно сократить объем твердых радиоактивных отходов (графита).
Второй аспект — сорбционное улавливание фуллеренами основных газообразных и летучих продуктов деления. Основными из них являются сильнейшие нейтронные яды (ксенон и криптон) и предельно опасные для здоровья человека йод и тритий. При работе ЖСР эти продукты выносятся потоком гелия, который непрерывно промывает солевой расплав, и затем, после предварительного охлаждения, идет на картридж с сорбентом. В качестве сорбента благородных газов и трития обычно используется активированный уголь. После десорбции с угля благородные газы перемораживаются в метал-
лические баллоны, а тритий окисляется в воду. Данные последних лет показали, что фуллерены обладают уникальной сорбционной способностью по отношению к водороду. Это обстоятельство является исключительно важным для улавливания трития, поскольку может серьезно улучшить и упростить технологию этого процесса, а также последующего хранения трития. Необходимо также изучить сорбцию благородных газов и других летучих компонентов в условиях эксплуатации ЖСР и рассмотреть обращение с полученными продуктами. Таким образом, нанотехнологии могут внести существенный вклад в дело реализации торий-уранового топливного цикла в ЖСР-исполнении.
Третий аспект — упрочнение с помощью на-номатериалов стенок емкости для хранения солевой композиции после использования. Этот аспект замыкает цикл и создает надежную изоляцию высокоактивной солевой композиции на сотни лет.
В течение последних лет были выполнены следующие работы.
Построена уникальная установка по производству фуллеренсодержащей сажи. Установка производит объемное испарение порошкообразного графита в низкотемпературной плазме. В зависимости от условий эксплуатации в одной и той же установке можно получать фуллерен-содержащую сажу или нанотрубки. Установка использует мощный импульсный источник питания, позволяющий получить короткие импульсы с переменной скважностью с амплитудой тока более 1000 А.
Под руководством доктора технических наук профессора В. П. Будтова разработана и опробована высокоэффективная технология экстракции фуллеренов из сажи.
Проведены исследования полученных фуллеренсодержащей сажи с помощью электронного микроскопа с целью выявления графитовых структур являющихся устойчивыми осколками тяжелых фуллеренов.
Выполнены работы по созданию и исследованию новых материалов, полученных с использованием фуллеренсодержащей сажи, фуллере-нов и нанотрубок. В результате были получены следующие результаты.
В содружестве с лабораторией кафедры Военно-морской академии разработан метод насыщения фуллеренами графитовых материалов различного назначения. В частности, были изготовлены по этой технологии и испытаны щетки для электродвигателей. В протоколе испытаний отмечено, что щетки при работе не искрят, имеют вдвое меньшее сопротивление и в 10 раз более длительный срок службы.
В содружестве с ГУАП под научным руководством доктора технических наук профессора М. Б. Игнатьева разрабатывается программная система моделирования физико-химических свойств различных наноструктур и композитных материалов, созданных на их основе (на базе классических методов линейной комбинации атомных орбиталей и лингво-комбинаторного моделирования), с возможностью визуализации процесса и результатов моделирования.
Под научным руководством ведущего специалиста по теории разрушения материалов Дж. Киялбаева создана и совершенствуется программная система расчета прочностных свойств конструктивных элементов, созданных из новых, модифицированных наноструктурами материалов, в условиях их эксплуатации при высоких радиационных и высокотемпературных нагрузках.
Через три года будут разработаны новые материалы на основе нанотехнологий, использование которых позволит:
значительно повысить радиационную, механическую, температурную и химическую стойкость реакторного графита, что в несколько раз увеличит срок непрерывной работы реакторной установки на основе расплава фторидов;
получить при использовании наноматериа-лов эффективные сорбенты для поглощения газообразных и летучих продуктов деления (таких как тритий, благородные газы и т. д.) и существенно улучшить технологии обращения с этими веществами;
значительно улучшить прочность материалов для захоронения высокоактивных радиоактивных отходов, что в несколько раз увеличит сроки их надежного захоронения.
Технология виртуальных миров позволяет наглядно представить эти процессы.
