CC BY
49
УДК 621.039 Юхимчук А.А.
ТРИТИЕВАЯ НАУКА И ТЕХНОЛОГИИ В РОССИИ
Юхимчук Аркадий Аркадьевич, зам. начальника научно-исследовательского отделения РФЯЦ-ВНИИЭФ e-mail: arkad@triton.vniief.ru
Российский федеральный ядерный центр (РФЯЦ-ВНИИЭФ), Саров, Нижегородская обл., Россия 607188, г. Саров, Нижегородской обл., пр-т Мира, д. 37
В докладе приведен обзор работ, выполненных в РФ различными научными организациями по тритиевой тематике за период с 2001 года по настоящее время. Эти работы охватывают практически все области обращения с тритием и его соединениями - от производства до утилизации.
Ключевые слова: изотопы водорода, тритий, тритиевые технологии, конструкционные материалы.
TRITIUM SCIENCE AND TECHNOLOGY IN RUSSIA
Yukhimchuk A.A.
Russian Federal Nuclear Center (RFNC-VNIIEF), Sarov, Nizhniy Novgorod Region, Russia
In the report it is provided the review of the works that have been performed in the RF by different research organizations in the area of tritium handling since 2001 and until now. The list of the RF activities embraces practically all the areas of handling tritium and its compounds.
Key words: hydrogen isotopes, tritium, tritium technologies, structural materials.
В России тритий производился на реакторах АИ, АВ-3, ОК-180, ОК-190, РУСЛАН и Л2 Производственного объединения «Маяк». В настоящее время продолжают эксплуатироваться реакторные установки РУСЛАН и Л2. Выделение трития из литиевых блоков и последующее его доведение до товарного продукта осуществляется на химическом производстве ПО «Маяк». В 2000-2009 годах проведено переоснащение этого производства современными криогенными разделительными установками. В этих работах, кроме ПО «Маяк», принимали участие сотрудники РХТУ им. Д.И. Менделеева и ОАО «Криогенмаш». В настоящее время ПО «Маяк» в полном объеме удовлетворяет потребности различных организаций РФ в тритии и гелии-3 как продукта распада трития, который поставляется на экспорт. Кроме того, на ПО «Маяк» проведены обширные исследования по созданию светоэлементов на основе трития и развернуто их серийное производство.
Исследования в области фундаментальной и прикладной науки
Мюонный катализ ядерных реакций синтеза В России проведен обширный комплекс работ направленных на систематическое изучение явления мюонного катализа ядерных реакций синтеза в смесях изотопов водорода. Результаты этих могут быть обобщены следующим образом.
Получены параметры dt-цикла в широком диапазоне условий для равновесной смеси дейтерия и трития при температурах 20-800К, плотности 0,21,2 от плотности жидкого водорода и концентрациях трития 15-86 %. Экспериментально получены данные об основных характеристиках процессов МКЯРС (скорости цикла, выходе нейтронов, коэффициенте прилипания мюона к радиогенному гелию) для более чем 80 наборов условий D/T смеси
являются рекордным по полноте и по точности. Впервые проведены исследования явления мюонного катализа в плотной тройной смеси изотопов водорода при температурах 20-800 К и плотностях 0,4-1,2 от плотности жидкого водорода. Определены зависимости параметров процесса (скорости цикла, выхода нейтронов, потери мюонов в цикле) от температуры и плотности. Зарегистрированы эпитермальные эффекты в реакциях столкновений нетермализованных мю-атомов с молекулами тройной смеси H/D/T. Детально изучены реакции синтеза, катализируемые мюоном в молекулах dd^, tt^ и pt^.
В ходе экспериментов получено, что в жидкой D/T смеси один мюон может катализировать 120±15 актов синтеза. Это не позволяет говорить о создании энергетического реактора на базе МКЯРС, однако вполне приемлемо для создания монохроматичного интенсивного источника нейтронов (ИИН) с энергией 14 МэВ для испытаний конструкционных материалов будущих термоядерных реакторов.
За 20 лет в ходе экспериментов на комплексе ТРИТОН было использовано более 100 кКи трития, при этом, с целью экономии трития, в ряде экспериментов для подготовки различных DT и HDT-смесей тритий использовался многократно. Научная программа, с учетом возможностей фазотрона ЛЯП ОИЯИ, выполнена полностью. В связи с этим принято решение об утилизации комплекса. В 2018 году комплекс ТРИТОН выведен из эксплуатации и в настоящее время проводятся плановые работы по его утилизации. Окончательная утилизация комплекса планируется в 2021 году.
Исследования легких нейтронно-избыточных систем
Для исследования структуры атомных ядер, находящихся на границе стабильности по отношению к самопроизвольному испусканию
нейтрона, коллаборацией РФЯЦ - ВНИИЭФ и ЛЯР ОИЯИ в 1999-2002 гг. были созданы: система подачи изотопов водорода в ионный источник циклотрона У-400М, обеспечившая получение в ЛЯР ОИЯИ пучка ядер трития с энергией ~58МэВ и интенсивностью 106 с-1, серия уникальных тритиевых мишеней и комплекс их газового обеспечения. В докладе обсуждаются полученные результаты для 4Н, 5Н, 8Не и 8Не. Дальнейшее развитие работ в этом направлении связано с созданием и запуском в работу в 2017 г. фрагмент-сепаратора АКУЛИНА-2, на котором в настоящее время ведутся ОКР по созданию инфраструктуры для размещения оборудования, обеспечивающего радиационно-безопасное проведение работ с тритиевыми мишенями. Планируется создание помещения 2 класса для проведения работ с тритием общей активностью не более 2,7 кКи. Создание тритиевой инфраструктуры и оборудования планируется завершить в 2021 году.
Интенсивный тритиевый источник (анти)нейтрино
Одной из фундаментальных проблем физики нейтрино являются поиски электромагнитных свойств этой частицы. Несмотря на отсутствие заряда, предполагается, что нейтрино может обладать электромагнитным моментом. Для измерения магнитного момента нейтрино (ММН) на уровне |а^(2-3)-10-12цв сотрудниками ОИЯИ и ВНИИЭФ было предложено использовать интенсивный тритиевый источник нейтрино (ИТИН) активностью 40МКи (4 кг трития), что позволяло получать в компактной сборке потоки (анти)нейтрино на уровне 61014см-2с-1. Дальнейшие работы были направлены на оптимизацию такого ИТИН для проведения измерений ММН с использованием кремниевых криогенных либо (и) германиевых лавинных детекторов. К сожалению, детекторов, способных регистрировать энергию отдачи электронов 10-30 эВ в процессе рассеяния (анти)нейтрино на электроне, создано не было и работы были прекращены. В ходе всех этих работ были проработаны конструкция и технология создания ИТИН, проработаны нормативные и правовые вопросы обращения с большими количествами трития, и разработчики ИТИН готовы обсуждать предложения по возможностям его использования для фундаментальных исследований.
Исследования в области ядерного синтеза
Тритий является основным компонентом топлива энергетики, основанной на ядерном синтезе. Поэтому, при создании установок ядерного синтеза, одним из основных её элементов, которому уделяется особое внимание, является тритиевый топливный цикл. На сегодняшний день в России на разных стадиях разработки находится несколько установок ядерного синтеза:
• токамак Игнитор - российско-итальянский проект, направленный на осуществление зажигания плотной Б-Т-плазмы. В качестве одного из возможных мест размещения токамака Игнитор предложена площадка ГНЦ РФ ТРИНИТИ в
Троицке (г. Москва). Одним из аспектов, говорящих в пользу выбора именно этой площадки, является наличие в ТРИНИТИ лицензии на работу с 10 г трития. Исходя из этого ограничения, сотрудниками РХТУ им. Д.И. Менделеева и НИЦ «Курчатовский институт» была предложена оригинальная концепция тритиевого топливного цикла;
• гибридный реактор «синтез - деление» ДЕМО-ТИН (DEMO-FNS) (ведущая организация НИЦ «Курчатовский институт»). Данная разработка позиционируется в России как основной источник технологической и научной информации, направленной на поддержку результатов исследований в интересах ДЕМО в области физики горения плазмы, средств управления, тестирования материалов и отработки стационарных режимов работы всех систем токамака. Для данного реактора в НИЦ «Курчатовский институт» разрабатывается проект топливного цикла. Согласно предварительным расчетам максимальное накопление трития в системе составит 1 кг, а суммарное выгорание - 1,8 кг. Для испытаний элементов топливного цикла термоядерных реакторов во ВНИИЭФ (г. Саров) строится специальная инфраструктура;
• мощная лазерная установка для проведения исследований в области инерциального синтеза создается во ВНИИЭФ (Саров). В рамках этого проекта ведется создание инфраструктуры и установок для фабрики ДТ-мишеней и основной камеры взаимодействия. Инфраструктура создается для работы с тритием по 2 классу (2,7 кКи). В настоящее время завершаются работы по изготовлению и монтажу соответствующих установок. Ввод в эксплуатацию первой очереди планируется в 2019 году.
• во ВНИИЭФ при научном руководстве СПбГУТ создана установка ПРОМЕТЕЙ для изучения явления сверхпроницаемости и моделирования процессов короткоциклового разделения D/T смеси и Не с помощью сверхпроницаемых мембран. Для пост-ИТРовских установок в Технологическом Институте в Карлсруэ (KIT) создаётся плазменно-мембранная установка ГЕРМЕС. В России разрабатываются новые мембранные материалы на основе ОЦК сплавов ванадия с регулируемой растворимостью водорода, позволяющие удовлетворить условию по допустимому накоплению трития при плазменной генерации надтепловых водородных (D/T) частиц;
• во ВНИИЭФ создан нейтронный источник с плазменным фокусом интенсивностью 1,3 1013 DT нейтронов. Для вакуумирования плазменной камеры перед началом экспериментов, подачи в неё дейтерия или эквимолярной DT- смеси, а также утилизации этой смеси по завершению эксперимента была разработана система газового наполнения, позволяющая проводить данные работы в полевых условиях.
Материалы в тритийсодержащих средах
Работы по данному направлению проводятся во многих научно - исследовательских организациях РФ (ВНИИЭФ, ВНИИНМ им. Бочвара, ВНИИА им. Духова, НИЦ «Курчатовский институт», НИЯУ «МИФИ», ИФХ РАН, СПбГУ, СПбГУТ и ряд других). Основное направление этих работ связано с изучением влияния трития и гелия-3 - продукта распада трития - на служебные характеристики материалов. При этом работы, связанные с насыщением материалов радиогенным гелием-3 методом «тритиевого трюка» проводятся в первых двух организациях (ВНИИЭФ и ВНИИНМ им. Бочвара). Ведется поиск и разработка новых малоактивируемых материалов в интересах термоядерной энергетики.
В РФ по данному направлению 1 раз в 3 года проводится Международная конференция «Взаимодействие изотопов водорода с конструкционными материалами» и ежегодно Школа им. А.А. Курдюмова для молодых ученых и специалистов с одноименным названием /https://ihism.org/.
Создание технологического оборудования для работы с тритием и его соединениями
Для решения экологической задачи защиты окружающей среды от выбросов трития в РХТУ им. Менделеева разработана новая технология детритизации технологических и сбросных газовых потоков на основе использования процесса фазового изотопного обмена (ФИО) воды. Разработанная технология заложена в проект системы тритиевой безопасности международного проекта
экспериментального термоядерного реактора ИТЭР вместо ранее планируемой системы адсорбционной технологии с молекулярными ситами. На основе этого-же принципа в РХТУ разработан высокочувствительный (40 Бк/м3 при времени подготовки жидкой пробы 5 - 10 мин) прибор для определения концентрации трития и ИГО в газовой среде.
В ПИЯФ (г. Гатчина, Ленинградской обл.) в тесном сотрудничестве с ЗАО «ДОЛ» и РХТУ им. Д.И. Менделеева создана установка ЭВИО на которой в течение уже более 20 лет проводятся работы по отработке технологии СЕСЕ (комбинированный процесс каталитического изотопного обмена в системе вода-водород на гидрофобном катализаторе с электролизом воды). Используя полученный опыт, в ПИЯФ разработана установка извлечения трития (УИТ) из тяжелой воды реактора ПИК. Установка рассчитана на поддержание концентрации трития в тяжелой воде реактора на уровне не более 7,4*1010 Бк/кг (2 Ки/кг), при этом из тяжеловодного контура реактора УИТ
позволяет извлекать до 1,1*1016 Бк трития (30 000 Ки) в год. Также УИТ способна поддерживать изотопный состав тяжелой воды по дейтерию на уровне не менее 99,8 ат.%, для чего обеспечивается извлечение из тяжеловодного контура реактора до 40 кг в год обычной («легкой») воды.
Создание технологий утилизации тритиевых отходов
В РХТУ им. Д.И. Менделеева и РФЯЦ-ВНИИЭФ проводятся работы, направленные на разработку способов иммобилизации тритийсодержащих жидких радиоактивных отходов (ЖРО) и доведение их до критериев приемлемости для дальнейшего захоронения.
ВНИИЭФ и ПО «Маяк» разрабатывают новую радиационно-безопасную технологию утилизации тритийсодержащих узлов.
Изучение влияния трития на окружающую среду и биосферу
Специалистами ВНИИЭФ и ЗАО «Саровские лаборатории» проведен большой цикл работ, связанных с моделированием поведения трития и его соединений в окружающей среде в непосредственной близости от источника его выделения. Авторами проведены исследования радиолиза под действием излучения трития, дисперсии трития в атмосфере над подстилающей поверхностью со сложным рельефом, окисления НТ в почве почвенными бактериями, вымывания НТО из атмосферы и миграции в ненасыщенном слое почвы, а также усвоение НТО сельскохозяйственными растениями и лишайниками. Ими разработаны модели поведения трития, которые прошли верификацию и валидацию. Эти результаты дают понимание ожидаемых экологических последствий при долгосрочной эксплуатации источника выделения трития в окружающую среду.
В ФМБЦ им А.И. Бурназяна (г. Москва) разрабатывается методология учета биологической опасности трития и его соединений с переходом от оценки соматических нарушений в органах и системах организма к исследованию формирования цитогенетических нарушений, с поиском высокоинформативных и специфичных критериев оценки возникающих трансляционных и пост трансляционных нарушений.
С целью совершенствования нормативной базы по радиационной безопасности персонала и населения и пересмотра принципов дозиметрии трития, для подготовки новой редакции Норм радиационной безопасности, осуществляется оценка поступления соединений трития (НТО и органически-связанного трития (ОСТ)) в клетку и их распределение в цитоплазме клетки, ядре и ДНК.
