Главная > Доклад

1

Смотреть полностью

Наработка радиоактивных нуклидов

в активной зоне реактора БН-350

Доклад на выставку KazAtomExpo 2010

Авторы: Васильев И.И., Пугачев Г.П., Скориков Н.В.,

Школьник В.С.

г. Актау, ТОО «МАЭК-Казатомпром»

Наработка радиоактивных нуклидов

в активной зоне реактора БН-350

Авторы: Васильев И.И., Пугачев Г.П., Скориков Н.В.,

Школьник В.С.

Аннотация

В докладе приведены: краткое описание конструкции реактора БН-350, достигнутые характеристики в период эксплуатации, краткие результаты экспериментальных исследований на реакторе БН-350, и исследования по наработке радиоактивных нуклидов, с облучением стартовых элементов в течение 2 лет в 2 опытных сборках с кобальтом и гидридом циркония в качестве замедлителя. В эксперименте была определена удельная активность 60Со, пространственные и спектральные характеристики нейтронного поля в облучательных сборках и в соседних с ними сборках. Измерено возмущение поля энерговыделения в реакторе при облучении в нем опытных сборок с гидридом циркония. Описана конструкция устройства для наработки уникального нейтринного источника 51Cr для калибровки галлиевого телескопа Баксанской нейтринной обсерватории. Приведены результаты выполненных работ по калибровке галлиевого телескопа Баксанской нейтринной обсерватории с помощью нейтринного источника на основе 51Cr, при бета-распаде которого испускаются нейтрино с энергией, аналогичной энергии солнечных нейтрино. Была разработана специальная облучательная сборка, в которой исходный материал 50Cr был облучен нейтронным потоком в активной зоне реактора БН-350 и после облучения стержни (51Cr) были упакованы в «горячей камере» в капсулу, которая размещена в защитный контейнер и доставлена на Баксанскую нейтринную обсерваторию.

1. Введение

Сегодня, очевидно, что по мере исчерпания природных ресурсов будет увеличиваться роль атомной энергетики.

Преимущества ядерной энергетики: большая мощность станций, независимый источник ядерного топлива, минимальные выбросы в атмосферу и стабильность в цене вырабатываемой электроэнергии. Выбросов радиоактивных веществ в атмосферу на АЭС намного меньше, чем в электростанциях, работающих на угле.

Источником топлива для атомной энергетики являются урановые руды. В реакторах на тепловых нейтронах делится только нуклид урана с массовым числом 235, но его очень мало в природном уране - меньше одного процента
(0,72 %). И если ориентироваться только на такую схему использования ядерного топлива, то в принципе человечество не сможет построить большую атомную энергетику на столетия. Однако Природа столь милостива к человеку, что предусмотрела возможность превращения всего урана (235U, 238U), который есть на Земле, в делящийся изотоп. Независимо друг от друга за эту проблему взялись еще в конце 40-х годов ученые США и Советского Союза. У нас в стране это направление возглавил академик Александр Ильич Лейпунский. Он был научным руководителем Физико-энергетического института (ФЭИ) в г. Обнинске.

В 1948-1949 в СССР были начаты работы по реакторам на быстрых нейтронах для промышленных АЭС. Физические особенности таких реакторов позволяют осуществить расширенное воспроизводство ядерного горючего (коэффициент воспроизводства от 1,3 до 1,8), что даёт возможность использовать не только 235U и 239Pu, но и сырьевые материалы 238U и 232Th. Кроме того, реакторы на быстрых нейтронах в АЗ не содержат замедлителя, имеют сравнительно малые размеры АЗ.

Принцип ";сжигания"; ядерного горючего характеризуется тем, что максимально возможная часть получающихся при делении ядра нейтронов используется для образования нового ядерного горючего из практически пассивных веществ – урана-238 или тория-332 и превращению их в делящиеся нуклиды – плутоний -239 и уран -233.

Этот принцип воспроизводства горючего используется на всех строящихся и проектируемых в различных странах атомных электростанциях, работающих на тепловых нейтронах. Ресурсы горючего в результате воспроизводства могут увеличиваться в 2-3 раза. Однако это все-таки очень небольшая доля природного урана. Учитывая процесс воспроизводства, выгорание можно довести до 3-5% атомов от всего природного урана, но остальной уран остается неиспользуемым.

Есть и другая возможность - использование деления ядер с расширенным воспроизводством ядерного горючего. В этом случае активная зона ядерного реактора служит источником нейтронов, которые далее поглощаются в уране-238 и образуют плутоний. При определенной конструкции реактора можно не только поддерживать его работу, но и получать в достаточно большом количестве новое ядерное горючее. Таким образом, нарабатываются делящиеся нуклиды, причем их становится столько, сколько есть урана-238. Это увеличивает ресурсы ядерного горючего в сотни раз, и их хватит, чтобы питать энергетику всех стран мира в течение многих лет. [1].

Существующая часть мировой ядерной энергетики обязательно должна быть связана с атомными электростанциями с реакторами на быстрых нейтронах.

Реакторы на быстрых нейтронах гораздо более перспективны, потому что они могут ";воспроизводить"; ядерное топливо в процессе работы, и стоимость вырабатываемой ими электрической энергии практически не зависит от цены урана.

Работающие станции такого типа позволяют накапливать дополнительный плутоний, необходимый для пуска новых реакторов. Поскольку в процессе эксплуатации расходуется лишь небольшое количество урана-235, ";топливный голод"; таким станциям не угрожает. ";Быстрые"; реакторы самообеспечиваются плутониевым ядерным горючим, а получаемый в них плутоний-239 также может быть использован в реакторах, работающих на тепловых нейтронах.

В ближайшее десятилетие нельзя ожидать, что структура атомной энергетики существенно изменится. Будет продолжаться так называемый первый этап энергетики, и потребление урана будет определяться, в основном, реакторами на тепловых нейтронах.

Учитывая срок работы станций в 25-40 лет, можно заключить, что уже в первые десятилетия XXI века дешевого природного урана будет недостаточно для обеспечения дальнейшего развития атомной энергетики с использованием реакторов на тепловых нейтронах. Однако в ближайшее время никаких ограничений со стороны ресурсов природного урана при любом реально возможном масштабе развития атомной энергетики не ожидается.

Первой вехой на пути создания АЭС явилась дата 25 июля 1960 года. Именно в этот день было принято Постановление Совета ";Министров СССР № 795-326, а неделей спустя и Приказ Министра МСМ (среднего машиностроения) о разработке промышленного двухцелевого атомного реактора на быстрых нейтронах тепловой мощностью 1 млн. кВт.

Прошло немного времени и 23 марта 1962 года было принято Постановление ЦК КПСС и СМ СССР № 280-132, а следом и приказ министра ";О строительстве промышленного двухцелевого атомного реактора на быстрых нейтронах БН-350 в комплексе с ТЭЦ";.

Местом строительства реактора был выбран полуостров Мангышлак, с учетом, что реакторы на быстрых нейтронах более полно позволяют использовать уран, а также учитывая крайнюю необходимость в энергии развивающегося богатейшего края – полуострова Мангышлак. Определено более 60 организаций и предприятий для быстрейшего решения проблемы: проектные и научно-исследовательские институты, госкомитеты и министерства, заводы, лучшие конструкторские бюро Москвы, Ленинграда и других городов Союза.

Реактор БН-350 в разное время в документах имел также названия БН-250, ОК-500, и выполнялся по заказу 845. Первоначально пуск реактора намечался на 1970 год, но из-за трудностей изготовления нестандартного оборудования был перенесен на 1972 год.

К работе по созданию АЭС с реактором БН-350 были привлечены многие ведущие научно-исследовательские и конструкторские коллективы, в том числе: ФЭИ (г. Обнинск), где работал А.И. Лейпунский, ВНИПИЭТ (г. Ленинград), ОКБМ (г. Горький), ОКБГ (г. Подольск), которым поручались разработки, проектирование нестандартного технологического оборудования и технологических систем, систем управления и защиты реактора, систем радиационного контроля. В создании атомного реактора БН-350 приняли участие сотни заводов СССР, было создано мощное Прикаспийское управление строительства (ПУС).

Строительно-монтажные работы реакторной установки начались в 1964 году. Монтаж реактора закончен в 1972 году. Загружать тепловыделяющие сборки (ТВС) в реактор начали в 1972 году и закончили 28 ноября 1972 года.

28 ноября 1972 года в 15.00 часов была зарегистрирована цепная реакция (смена А.А.Самаркина), т.е. реактор был выведен в надкритическое состояние и заглушен.

29 ноября 1972 года был осуществлен официальный физический пуск реактора БН-350 на быстрых нейтронах в присутствии членов Центральной пусконаладочной комиссии (председатель - Зверев А.Д.) и членов комиссий по физпуску и безопасности. Смена В.Ф. Баюклина застабилизировала реактор на уровне мощности 1 кВт. Критическая масса реактора в начальном состоянии составила 202 ТВС (расчет 200 ± 10 ТВС). До энергетического пуска на реакторе были проведены работы по исследованию нейтронно-физических характеристик активной зоны (АЗ).

Реактор БН-350 был спроектирован с активной зоной (АЗ), которая имела сборки 2-х обогащений: ЗМО – 17% по U-235, ЗБО – 26 % по U-235.

16 июля 1973 года в г. Шевченко (г. Актау) был осуществлен энергетический пуск первого промышленного реактора БН-350 на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем тепловой мощностью 1000 МВт, электрической мощностью 350 МВт. Реактор был выведен на мощность 200 МВт (тепл.), пар был направлен на турбогенератор № 5 ТЭЦ-2 и были выданы первые киловатты электрического тока в энергетическую систему полуострова Мангышлак.

За период эксплуатации реактора БН-350 на мощности при проектной мощности равной 1000 МВт (тепловая) номинальная максимальная мощность была достигнута - 750 МВт (тепловой), при этом средняя мощность за время эксплуатации составила 580 МВт с высоким коэффициентом использования установленной мощности (КИУМ).

2. Конструкция реактора

В реакторной установке (РУ БН-350) использована трехконтурная схема теплосъема. Теплоноситель первых двух контуров – жидкий натрий, теплоноситель третьего контура – вода-пар.

Первый контур РУ включает в себя шесть автономных петель циркуляции теплоносителя, пять из которых работают в номинальном режиме, а шестая находится в резерве. В состав каждой петли входят вынесенные за пределы корпуса реактора промежуточные теплообменники (ПТО) и установленные на холодной части петли главные циркуляционные насосы 1-го контура (ГЦН-1) с баком слива протечек. Любая петля первого контура может быть отсечена от бака реактора с помощью двух запорных задвижек, расположенных на напорной и сливной ветках основного трубопровода. Трубопроводы на участках от реактора до задвижек заключены в страховочные кожухи. На напорной ветке каждой петли первого контура имеется обратный клапан, блокирующий расход натрия через петлю при остановке насоса. Разрез реактора представлен на рис.1.

Проектные технические характеристики РУ БН-350

Тепловая мощность, МВт

1000

Электрическая мощность, МВт

150

Мощность опреснительной установки, т/сут.

120000

Температура натрия на входе в реактор, оС

300

Температура натрия на выходе из реактора, оС

500

Расход натрия через реактор, т/час

14100

Количество стержней СУЗ, шт.

в том числе: стержней АР

стержней КС

стержней ТК

стержней АЗ

12

2

6

1

3

Объем натрия в корпусе реактора, м3:

при номинальной мощности

в режиме перегрузки

170

150

Объем газовой полости реактора при номинальной мощности, м3

9

Объем газовой полости первого контура, м3

120

Давление в напорной камере, МПа

0,68

Давление в газовой полости реактора при номинальной мощности, МПа

0,09

Таблица 1

Параметры реактора БН-350 при работе на разных уровнях мощности и при различном числе работающих парогенераторов (петель).

Теплотехнический параметр

Величина параметров

1

Тепловая мощность реактора, МВт

400

420

520

520

620

750

2

Количество работающих парогенераторов (петель)

3

4

4

5

5

5

Первый контур

3

Температура натрия на входе в реактор (на выходе ПТО), 0С

283

278

276

270

275

284

4

Температура натрия на выходе из активной зоны, 0С

438

402

428

402

439

467

5

Температура натрия в баке реактора, 0С

406

374

398

372

400

425

6

Температура натрия на входе в ПТО, 0С

401

377

399

375

401

433

Второй контур

7

Температура натрия на входе в парогенератор, 0С

400

368

392

365

389

416

8

Температура натрия на выходе из парогенератора, 0С

257

256

256

256

258

262

Третий контур

9

Температура перегретого пара, 0С

394

365

387

361

383

412

10

Давление перегретого пара, кг/см2

43

42.5

42

43

44

45

11

Расход перегретого пара от одного ПГ, т/час

192

150

187

154

178

216

12

Удельный расход (выработка) перегретого пара на один МВт мощности петли, т/час

1.44

1.43

1.43

1.48

1.44

1.44

Активная зона (АЗ) спроектирована с 2-мя обогащениями: ЗМО – 17% по U-235, ЗБО – 26 % по U-235 в количестве 210 ТВС (по проекту). Активную зону реактора БН-350 окружают верхний и нижний торцевые экраны и боковая зона воспроизводства, в которую загружен обедненный уран, в основном, U-238 + (0,35-:-0,4 %) U-235 (см. рис. 2).

В период физического пуска – 1972 г. и энергетического пуска 16 июля 1973г. были загружены ТВС с шестигранными чехлами из стали Х18Н10Т и оболочками твэлов из стали ЭИ-847 и имели проектные вы­горания 5 % вес. (5.7 % т. а.) - первая загрузка. ТВС имели 169 твэлов диаметром 6,1 мм в АЗ и по 37 твэлов диаметром 12 мм НТ и ВТ экранов (см. рис. 3). Давление в оболочке твэла АЗ из-за отсутствия газовой полости достигало 140 ати. В АЗ было загружено 208 ТВС, которые содержали 1500 кг U-235 и совместно с U-238 - 6392 кг. В экраны было загружено 46 т обедненного урана для воспроизводства в нем плутония - вторичного топлива.

Рис. 1. Реактор БН-350: 1 –защитный колпак; 2 –механизмы СУЗ; 3 –кабельное устройство;

4 –центральная колонна СУЗ; 5 –большая поворотная пробка; 6 –передаточный бокс; 7 –механизм передачи ТВС в ПБ; 8 –элеваторы загрузки и выгрузки ТВС; 9 –механизм передачи ТВС; 10 –малая поворотная пробка; 11 –защита биологическая; 12 –облицовка шахты; 13 –активная зона; 14 –напорный коллектор; 15 –бак реактора; 16 –напорная камера.

Рис.2. Картограмма границ активной зоны, бокового экрана и

внутриреакторного хранилища реактора БН-350

Рис. 3. ТВС реактора БН-350 (первая загрузка).

3. Опыт эксплуатации РУ БН-350 и научные исследования

В процессе эксплуатации реакторной установки (РУ) БН-350 были исследованы нейтронно-физические характеристики активной зоны, зоны воспроизводства и внутриреакторного хранилища реактора БН-350.

Исследованы распределения мощностей доз гамма-излучения, активность обмывочных вод, вентиляционных выбросов. Доказано, что активность аэрозолей в сотни раз меньше установленных санитарных норм. Экспериментально подтверждено, что эффективность биологической защиты реактора достаточна.

Практически доказана возможность надежной, безопасной и стабильной работы энергетического реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем с теплотехническими и нейтронно-физическими характеристиками, значительно превышающими аналогичные параметры реакторов на тепловых нейтронах.

На реакторе проведен анализ аварийных режимов работы парогенераторов, сделаны выводы об особой важности быстродействия систем контроля и устройств, ограничивающих количество попадающей в натрий воды при разгерметизации теплопередающих трубок парогенераторов.

Практически доказана возможность надежной, безопасной и стабильной работы энергетического реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем с теплотехническими и нейтронно-физическими характеристиками, значительно превышающими аналогичные параметры реакторов на тепловых нейтронах и доказано, что в этих реакторах можно сжигать уран до 80-90 %, а в тепловых реакторах – 3 % макс. – 8 %.

В процессе исследований нейтронно-физических характеристик были проведены работы по оценке наработки радиоактивных нуклидов (кобальта-60, иридия, цезия -30, хрома -51) в АЗ ректора БН-350.

Также на основании проведенных исследований на реакторе БН-350 была обоснована возможность использования быстрых реакторов, наряду с эффективной выработкой электрической энергии и опреснения морской воды, для эффективного выжигания наиболее потенциально опасной части радиоактивных отходов атомной энергетики – долгоживущих актиноидов. Тем самым доказана возможность радикального решения проблемы сжигания и захоронения радиоактивных отходов атомной энергетики.

В том, что замкнутый топливный цикл с использованием реакторов на быстрых нейтронах обеспечивает большую безопасность, решает также проблемы нераспространения ядерных материалов и позволяет достаточно эффективно решать вопрос обращения с радиоактивными отходами.

Исследования, проведенные при физическом и энергетическом пусках реактора БН-350, показали, что экспериментальные результаты эффектов реактивности хорошо совпали с расчетными.

При этом получили:

температурный эффект реактивности - 0,0035 % 0С;

мощностной эффект реактивности - 0,0007 - 0,001 % /МВт

при W > 100 МВт;

коэффициент реактивности от выгорания топлива -0,015 % / ГВт.сут (эфф.),

при этом делящихся атомов выгорает -1,05 г/МВт.сут или 160 кг/год;

гидродинамический эффект -0,09 % при отключении 5 ГЦН;

натриевый пустотный эффект реактивности - отрицательный.

В процессе работы реактора и проведенных исследований выгорание в ТВС (первой загрузки), было поднято до 5,8 % вес. (6.3 % т.а.), проектные – 5 %.

В ТВС первой загрузки АЗ (ЗМО и ЗБО) верхний и нижний т.э. были отделены. Это связано с дальнейшей переработкой топлива с учетом, что в торцевых экранах накапливается плутоний с низким содержанием Рu-8, Рu-40 и

Рu-41, и плутоний мог быть использован при смешении с Рu, извлеченным из боковой зоны воспроизводства, для ядерного оружия или для твэлов ТВС быстрых реакторов.

На ТВС первой загрузки были проведены исследования по уточне­нию коэффициента конверсии реактора БН-350. Экспериментально были определены и уточнены отношения сечений захвата на 235U и 239Pu к сечению делений 235U и 239Pu, а также другие спектральные индексы и сечения деления 235U, 236U, 237Np, 238U, 239Pu, 240Pu, 241Pu, 242Pu, что позволило оценить коэффициент конверсии
(воспроизводства) на урановом топливе, который составил – 1,04 по реактору в целом (проектный коэффициент – 1,01).

Впервые был экспериментально получен коэффициент конверсии и показано, что в реакторах на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем коэффициент конверсии (на урановом топливе) может быть больше единицы.

В процессе эксплуатации было зафиксировано значительное количество негерметичных твэлов (первой загрузки) 80 – 100 по выходу газообразных продуктов деления (ГПД) – газовые течи, что, хотя и не превышало проектных величин (1,0 % негерметичных твэлов по проекту), но создавало определенные трудности при ремонтных работах на оборудовании 1 контура.

Кроме того было экспериментально установлено сильное распухание чехловой стали Х18Н10Т. Все это ограничивало выгорание топлива в ТВС и не позволяло поднимать его выше 6 %.

Была поставлена задача – исследовать поведение конструкционных материалов, найти причину разгерметизации твэлов ТВС и пути повышения выгорания в твэлах ТВС.

В 1976 г. начали переходить на новые ТВС (второй тип загрузки), которые имели совмещенные твэлы – нижний торцевой экран был в одной трубке (D 6,9 мм) с активной зоной. Верхний торцевой экран был отдельный. В ТВС было 127 твэлов АЗ+НТЭ и 37 твэлов ВТЭ, чехловая сталь - Х16НЗМ. Давление в твэлах за счет газовой полости было уменьшено до 30 ати.

При замене ТВС первого типа загрузки на второй тип в A3 реактора резко сократилось количество негерметичных твэлов и оценивалось ~ 8 – 10 шт. и выгорание в этих сборках было достигнуто – 7 % - в ЗМО и 9 % - в ЗБО.

Основным ограничивающим фактором для дальнейшего повышения выгорания стало распухание стали чехловой трубы, которая вызывала затруднения при проведении перегрузки ТВС. Поэтому для изготовления чехловой трубы была предложена мало распухающая сталь ЭП-450 ферритно-мартенситного типа. При модернизации ТВС также была увеличена газовая полость для сбора ГПД и сборки БН-350 были унифицированы со сборками реактора БН-600. При переходе на унифицированные ТВС в A3 имели уже три зоны обогащения по U-235:

  • ЗМО - 17 % по U-235 - 60 шт.;

  • ЗСО - 21 % по U-235 - 49 шт.;

  • ЗБО - 26 % по U-235 - 112 шт.

Переход на три зоны обогащения вызван необходимостью компенсации реактивности, связанной с увеличением выгорания топлива, а также с тем, что высота активной зоны из-за унификации ТВС с БН-600 была сокращена с 1066-7 мм до 995-24 мм.

После перевода АЗ на унифицированные ТВС количество негерметичных твэлов сократилось до 1 - 2 шт., что резко снизило радиационную обстановку в боксах 1 контура. Выго­рание было поднято до 8 % т. а. в ЗМО и до 10 % т. а. в ЗБО, а в отдельных сборках до 11 % т. а. (т.а. – тяжелые атомы).

При количестве негерметичных твэлов выше или ~ 100 шт. (с первым типом загрузки) в контрольных точках трубопроводов 1 контура после распада радиоактивного Nа-24 активность было ~ 1000 мкР/с.

После проведения очистки натрия 1 контура угольными фильтрами МАВР и снижения числа негерметичных твэлов до 1-2 шт. радиационная обстановка в помещениях 1 контура определялась после распада радиоактивного Na-24 в основном, активностью натрия-22 и коррозионными продуктами деления, и в контрольных точках активность составляла ~ 200 - 250 мкР/с.

При переходе на унифицированные ТВС негерметичных твэлов в A3 практически не было, на что указывают данные КГО (система контроля герметичности оболочек), полученные при выгрузке ОТВС из реактора.

За 20 лет эксплуатации реактора БН-350 проведена огромная работа по исследованию поведения конструкционных материалов и топливных композиций. Разработаны методики облучения материалов, как в специальных сборках, так и в штатных сборках в межтвэльном пространстве ТВС в капиллярных ампулах.

Эти исследования позволили получить уникальные результаты экспресс-методом, т.к. для разработки специальной сборки (по проектной методике) и её облучения в реакторе требуется много времени (от проектирования до постановки на облучение, облучение и иссле­дование облученного материала).

Этими методами были получены результаты по поведению хрома, углерода, композиционных материалов из различных сталей, а также получены результаты по наработке радиоактивных изотопов. Иссле­дованы различные композиции топлива реактора БН-350 и получены данные по изотопному составу второго и третьего цикла загрузки. Совместно с ФЭИ проведена радиохимическая переработка топлива ре­актора БН-350 и в ФЭИ разработана уникальная технология переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) реактора БН-350.

В реакторе БН-350 испытаны сборки со смешанным уран-плутониевым топливом – 16 сборок и ТВС с металлическим топливом – 10 сборок. Результаты испытаний положительные.

В определенный период в реактор было загружено:

  • в ЗМО - 59;

  • в ЗСО - 45;

  • в ЗБО - 108;

ЭТВС - 5;

Итого - 216.

В экране:

  • ВЭ - 100;

  • НЭ - 254;

Итого - 354.

Во ВРХ - 97

Всего - 676

В бассейнах выдержки находилось 1892 ТВС + 14 ТВС с уран-плу­тониевым топливом, из них: ЗБО - 296, ЗМО - 274, ВЭ - 661, НЭ - 464. 2 ТВС отправлены в НИИАР на исследования.

Небольшая партия отработавших ТВС реактора БН-350 была отправлена на переработку на предприятие ПО ";Маяк";.

Содержание высших изотопов плутония ниже, чем в оружейном плутонии, поэтому его использование в военных целях затруднено, но он был пригоден для изготовления ТВС реактора БН-350 при переходе на смешанное U-Pu топливо.

Комплекс работ, проведенный на реакторе БН-350, по наработке радиоактивных нуклидов позволял нарабатывать изотопы с высокой удельной активностью, так по Со-60 - до 400 Ки/г; Ir - до 800-1000 Ки/г. Во внутренней зоне воспроизводства до 180-200 Ки/г. В год можно нарабатывать до 1,0 МКи и выше. Существующая цепочка ГК позволяла нарабатывать не более 3 изотопов, т.к. возможно загрязнение источника другими радиоактивными нуклидами.

Была разработана технология, конструкция облучательного устройства (ОУ) для наработки Со-60 и технология разделки ОУ.

Как было сказано выше, в бассейнах выдержки в период работы реактора находились ОТВС, в которых содержится много Pu, U-235 и U-238. Этого количества урана было бы достаточно, для изготовления ТВС, что обеспечивало бы работу реактора БН-350 в течение 10 - 15 лет, с небольшой подпиткой обогащенного урана плутонием.

Строительство небольших цехов по переработке топлива и цеха по изготовлению ТВС позволило иметь замкнутый топливный цикл на площадке АЭС. Такой подход и решение этой проблемы были рассмотрены и рекомендованы многими зарубежными странами и ведущими институтами. Это решало бы транспортные проблемы и снижало вероятность загрязнения внешней среды, а также уменьшало количество радиоактивных отходов.

В этой связи ставился вопрос о строительстве на площадке МАЭК по регенерации ядерного топлива с применением ";сухой"; технологии, разработанной в НИИАР, а также цеха по изготовлению ";свежих"; ТВС (с виброуплотненным топливом) для реактора БН-350 и планируемого реактора БНМ-170 для замещения в дальнейшем РУ БН-350.

После вывода из эксплуатации реактора БН-350 необходимо было компенсировать выводимые мощности. Конечно, можно построить дополнительные котлы (на газовом топливе), но это не решает ряд проблем:

1. Использование оборудования после вывода реактора из эксплуатации.

2. Использование натрия II контура, а также натрия I контура.

3. Квалифицированный персонал останется без работы, и если не будет принято решение о строительстве новой АЭС, то ряд специалистов, не видя своей перспективы, готовы покинуть это место и переехать на новое, где будут строиться АЭС с реакторами на быстрых нейтронах.

4. Будут потеряны темпы, накопленный опыт, который самый богатый в мире, т.к. только в странах СНГ работало успешно два энергетических реактора на быстрых нейтронах: в г.Заречном - БН-600 и в г.Актау – БН-350, а также полупромышленный в г.Димитровграде - БОР-60.

Поэтому, чтобы сохранить тот научный, технический потенциал, накопленный опыт и высококвалифицированные кадры, надо начать работы по сооружению в этом регионе новой АЭС с реакторами на быстрых нейтронах (БНМ-170) – это была бы самая престижная работа для Республики Казахстан.

Опыт пуска, эксплуатации и результаты исследования нейтронно-физических и теплофизических характеристик активной зоны реактора БН-350 был использован при сооружении реактора БН-600 и при разработке других проектов реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, в т.ч. реактора типа БН-800.

4. Вывод из эксплуатации реактора на быстрых нейтронах БН-350

Вырабатываемый реактором пар использовался на ТЭЦ для производства электроэнергии и на опреснительных установках для опреснения морской воды. Мангышлакский энергозавод, реорганизованный в 1978 году в МАЭК, был единственным в мире энергетическим комплексом, где, наряду с традиционными видами энергии (тепло, пар, электроэнергия) осуществлялось производство дистиллята, питьевой и технической воды, а также воспроизводство ядерного горючего, путем наработки в реакторе БН-350 плутония -239.

На многие годы МАЭК с реакторной установкой БН-350 стал визитной карточкой города Шевченко.

За время эксплуатации РУ БН-350 не произошло ни одного ядерного или радиационного инцидента.

Запланированный (проектный) срок службы реактора составлял 20 лет. Но удачная конструкция реактора, грамотная эксплуатация его позволила продлить срок службы до 25 лет, реактор и сейчас бы мог работать на мощности, если бы не крах промышленности в 90-х годах.

Опыт пуска, эксплуатации и результаты исследования нейтронно-физических и тепло-физических характеристик активной зоны реактора БН-350 был использован при сооружении реактора БН-600. Надежная работа АЭС с реакторами БН-350 и БН-600 была использована при разработке других проектов реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, в том числе реакторов типа БН-800 и БН-1600.

Конечно, будущее ядерной энергетики за АЭС с реакторами на быстрых нейтронах, позволяющих “сжигать” урановое топливо до 80 %, с замкнутым топливным циклом, позволяющим перерабатывать ядерное топливо и изготавливать тепловыделяющие элементы (твэлы) и тепловыделяющие сборки (ТВС) вблизи АЭС. В последние годы обоснована возможность использования быстрых реакторов, в том числе и на БН-350, наряду с эффективной выработкой электрической энергии, проведены экспериментальные работы по эффективному выжиганию наиболее потенциально опасной части радиоактивных отходов атомной энергетики – долгоживущих актиноидов. Тем самым открывается возможность радикального решения проблемы захоронения радиоактивных отходов атомной энергетики.

Реакторы на быстрых нейтронах позволяют использовать в качестве ядерного топлива также торий-232, которого на планете Земля больше чем урана.

В настоящее время многие страны (Китай, Южная Корея, Япония, Индия) развернули работы по созданию малой атомной энергетики с реакторами на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем (натрий, свинец, свинец-висмут) мощностью от 80 до 300 МВт (электрической).

Атомный реактор БН-350 в плановом порядке был остановлен на перегрузку топлива в1998 г.

В 1999 году Постановлением Правительства Республики Казахстан реактор БН-350 был остановлен для вывода из эксплуатации. Отработавшее ядерное топливо (ОЯТ) было выгружено из реактора БН-350 и упаковано в специальные герметичные чехлы, реактор приведен в ядерно- и радиационно- безопасное состояние.

Ведутся работы по приведению в безопасное состояние конструкции реактора, приведению натрия 1 контура в геоцементный камень и длительному захоронению.

Реактор БН-350 мог бы еще работать и по сей день на сэкономленном ядерном топливе. Жаль, что и это уникальное сооружение, в котором можно было нарабатывать радиоактивные нуклиды, необходимые в медицине и технике, сжигать высокоактивные радионуклиды, утилизировать ядерные заряды «атомных бомб», обучать молодых специалистов ядерщиков, попало под политические амбиции, и было уничтожено.

В настоящее время, как Вы знаете, реакторная установка БН-350 приводится в состояние безопасного длительного хранения.

Тем не менее, и сейчас, в процессе снятия с эксплуатации, на БН-350 проходят апробирование самые современные методики, последние достижения ядерной отрасли. Мы по-прежнему впереди планеты всей. По-прежнему к нам едут со всего мира – из США, Великобритании, Японии и других стран, чтобы учиться, почерпнуть для себя новую информацию о технических новинках в ядерной области и снятии с эксплуатации БН-350.

В том, что замкнутый топливный цикл с использованием реакторов на быстрых нейтронах обеспечивает большую безопасность, решает также проблемы нераспространения ядерных материалов и позволяет достаточно эффективно решать вопрос обращения с радиоактивными отходами.

На сегодняшний день в мире работает около 440 атомных энергоблоков, которые сосредоточены в 30 странах мира, из них 103 находится в США, 59 – во Франции, 55 – в Японии и 31 – в России. В настоящее время строится еще 30 энергоблоков, большая часть из них - в развивающихся странах.

На долю атомных станций сегодня приходится 16 % всей вырабатываемой энергии и по отдельным странам эти показатели сильно разнятся. Во Франции на долю ядерных электростанций сегодня приходится 78 % всей потребляемой в стране электроэнергии, а в Китае всего 2 %, однако, в последнее время, с учетом резкого роста энергетической зависимости, страны Азии занимаются поиском новых источников энергии, в том числе путем строительства новых АЭС.

В ближайшие десятилетия атомные станции станут одним из ключевых источников электроэнергии. К 2030 году число АЭС в мире по прогнозам МАГАТЭ вырастет на 60 %, а перспективы термоядерной энергетики пока заоблачные.

5. Наработка радиоактивных нуклидов в реакторе БН-350

Энергетические реакторы на быстрых нейтронах обладают объективными возможностями для широкомасштабного производства радиоактивных источников высокой удельной активности (например, 60Со, иридия, хрома-51 и др.), что обусловлено большими плотностями нейтронных потоков в этих реакторах. Однако для реализации таких возможностей в производстве преобладающего числа радиоактивных нуклидов необходимо существенно ";смягчить"; спектр нейтронов внутри облучательных устройств. Так при облучении 59Со в активной зоне реактора БН-350 в течение 2 лет достигается удельная активность 60Со всего около 10 Ku/г что на порядок ниже требуемой. Предварительные расчёты показали, что введение замедлителя в виде гидрида циркония в облучательное устройство, размеры которого ограничены размером ТВС, позволяет достигнуть в тех же условиях удельных активностей порядка 100 Ku/г. Применение других замедлителей, например, Be, ВеО, С, как показал расчёт, менее эффективно.

На реакторе БН-350 проводился промышленный эксперимент с целью обоснования наработки 60Со в энергетических реакторах на быстрых нейтронах. Были спроектированы и изготовлены экспериментальные облучательные устройства, представляющие собой ТВС бокового экрана, в которых имеется центральное отверстие для выемного контейнера (рис. 4 и 5). В выемном контейнере располагались элементы 59Со, окруженные слоем замедлителя из ZrH2 толщиной ~10 мм. 2 облучательных устройства были поставлены во внутренний боковой экран реактора БН-350 на (4 -:-7 t - интервалов между перегрузками) [2].

Перед постановкой облучательных сборок в реактор во время штатной

перегрузки был выполнен цикл реакторно-физических экспериментов с кратковременным выводом реактора на малый уровень мощности (~ 1 % Nном.). В результате экспериментов были измерены характеристики нейтронного поля и полей энерговыделения в реакторе с ТВС, содержащими замедлитель. Получены данные об удельных активностях 60Со при облучении в ТВС с замедлителем.

6. Описание экспериментов и полученные результаты.

Конструкция облучательное сборки и выемного контейнера показа­ны на рис. 4 и 5. Исследования велись с двумя такими сборками. Одна из них во время эксперимента облучалась в центральной ячейке ЗМО (ячейка 166) , а другая в первом ряду бокового экрана (ячейка 174). Картограмма загрузки реактора дана на рис. 6. Нейтронно-физические измерения проводились с помощью активационных детекторов, размещаемых в межтвэльном пространстве TBС. Ячейки, в которых располагались TBС с детекторами, показаны на картограмме (рис. 6). Измерения в ячейках 166 и 187 дают детальную структуру возмущения нейтронного поля, вносимого облучательной сборкой в ЗМО, а в ячейках 173, 174 и 175 - возмущения на границе ЗБО и экрана. На рис. 7 и 8 показано расположение ампул с детекторами в ТВС ячеек 173, 174, 175 и 166, 187, соответственно. Измерения в ТВС ячеек 34, 306, 157 и 158, нейтронные поля в которых не возмущены, дают результаты, используемые в качестве опорных для проведения расчетов [3].

Все детекторы располагались на уровне центральной плоскости реактора. В межтвэльном пространстве в каждой микроампуле размещали детекторы из урана-235 (90%) весом ~2 мг., из урана-238 (естеств.) весом 100 мг. и кобальта-59 (проволока). Кроме того, в ячейке 174 в центре выемного контейнера с гидридом циркония в центральной ампуле на уровне центральной плоскости реактора между дисками кобальта были заложены активационные детекторы из марганца, золота, никеля, вольфрама и кобальта в виде дисков. Схема расположения детекторов в центральной ампуле облучательной сборки показана на рис. 5. Облучение детекторов проводилось на мощности ~ 5 MВт (тепловых) в течение 2 часов. После извлечения микроампул с детекторами и измерительного контейнера из облучательной сборки (ячейки 174) измерительный контейнер в сборке был заменен на штатный. И было начато опытно-промышленное облучение двух облучательных сборок в I ряду внутреннего бокового экрана. Измерение гамма - активности облученных образцов проводилось на спектрометрической установке с Ge(Li) детектором и анализатором Nokia LP -4900. Энергетическое разрешение установки для гамма линии 1333 КэВ составляло 4 КэВ.

В результате проведенных измерений были получены следующие нейтронно-физические характеристики:

  • скорости реакций 235U(n,f), ест.U(n,f), 238U (n,f) , 238U (n,γ), 59Co (n,γ) по радиусу реактора;

  • отношения сечений реакций нуклидов к сечению деления 235U: 238U (n, f), 238U (n,γ), 59Co (n,γ)в межтвэльном пространстве ячейки 174 (см. рис. 4);

- абсолютные значения чисел процессов (Ф¯) следующих реакций: 59Co (n,γ,), 58Np(n,γ), 186W(n,γ), 197Au(n,γ), 55Mn(n,γ) в центре контейнера с кобальтом, окруженного слоем гидрида циркония, в ячейке 174.

Все экспериментальные данные были приведены к единой геометрии облучения (поправка на высотное расположение). В случае необходимости вводилась поправка на самопоглощение гамма - излучения в материале детекторов (максимальная поправка составляла 27 % для линии 277,6 кэВ в детекторах из естественного урана). Пространственные распределения скоростей реакций нормировались на скорости реакций в ячейке 34 (см. рис.6). Погрешности измеренных распределений скоростей реакций и отношений сечений составляют 3-:-7 % (с доверительной вероятностью 0,95) и складываются: из среднеквадратичных погрешностей 6 - 8 серий измерений активности детекторов (1-:-5 %), погрешностей определения веса детекторов (0,5 -:- 1,5 %), погрешности коэффициентов приведения к единой геометрии облучения и поп­равки на самопоглощения γ - лучей в детекторе (0,5 % и 1 % соответственно). При определении отношений сечений к этим составляющим погрешностей добавляются погрешности определения эффективности регистрации γ - квантов (2-:-3 %) и неопределенности используемых ядерных данных (1-:-3 %).

7. Проведение расчётов

Для расчётов наиболее широко использовался программный комплекс КРАБ-1 / I /, который широко используется в инженерных расчётах. Рассматривалось среднестационарное состояние реактора БН-350 с активной зоной 2-го типа загрузки. Расчёты велись в цилиндрической геометрии. В центр активной зоны помещалась экспериментальная ТВС с контейнером. Она разбивалась на следующие расчётные зоны:

I зона толщиной 3,5 мм - кобальт ; 2 зона толщиной 2,25 мм -стальные трубы + натрий ; 3 зона толщиной 7,5 мм - кольцо из гидрида циркония ; 4 зона толщиной 8,2 мм - чехол контейнера + канал + натрий ; 5 зона толщиной 11,3 мм - первый ряд твэл; 6 и 7 зоны толщиной 7,3 мм - второй и третий ряд твэл; 8 зона толщиной 7 мм включает в себя чехол экспериментальной ТВС + чехлы окружающих её ТВС ЗМО + натрий.

Остальные зоны - зона толщиной 263 мм, в которой гомогенно размешаны ТВС ЗМО и органы СУЗ; ";чистая"; ЗМО толщиной 254 мм, ЗБО - толщиной 212 мм ; боковой экран толщиной 471 мм и нейтронный подпор 300 мм. Этот вариант соответствует расположению экспериментальной ТВС в центре ЗМО.

Во втором варианте, описывающем постановку облучательной сборки в 1-й ряд бокового экрана, центральная экспериментальная ТВС окружалась слоем бокового экрана толщиной 5 см. Из этого варианта использовались для дальнейших расчётов только спектральные характеристики. Аксиальные лапласианы для расчётов были взяты из предварительных расчётов по программе СИНВАР-2. Использовались P1 и S8 - приближения в комплексе КРАБ-1. В качестве константной базы использовался комплекс APAMAKO-CI [3].

Две серии расчётов были проведены также методом Монте-Карло с групповым и подгрупповым описанием резонансной структуры сечений. С целью корректного учёта влияния резонансной экранировки сечений на изучаемые функционалы. Расчёты проводились по программам MMFК, МКРА и МССG, с их помощью рассчитывали спектральные характеристики и локальные возмущения нейтронных полей.

8. Сравнение экспериментальных результатов и данных расчёта

8.1. Удельная активность 60Co

Экстраполяция полученных в эксперименте результатов по актива­ции кобальта на интервал облучения до 2 календарных лет ( 7 t) при уровне мощности 750 МВт даёт максимальную удельную активность кобальта (в центре облучательной сборки): αмах = 107 Ku/г, усредненное значение по высоте облучаемого образца кобальта: α = 85 Ku /г (t – интервал времени между перегрузками).

В расчёте было получено (для ячейки 174) значение αpмах =110 Кu /гр., т.е. наблюдается хорошее согласие расчётных и экспериментальных данных, что явилось неожиданным, учитывая сложность проведения корректного расчёта.

По результатам относительных распределений скоростей реакций были определены отношения скоростей захвата кобальта в центре контейнера с гидридом циркония (ячейка 174) к скорости деления урана-235 в ячейках ЗБО 34 и 306, а также в ячейке 157 (симметричной ячейке 174) и ячейке 158 бокового экрана. Потоки нейтронов в этих ячейках не возмущены замедлением на гидриде

циркония и сечение урана-235 в них может быть использовано в качестве опорного для определения сечения захвата 59Со. Соотношение потоков в этих ячейках и ячейке 174 опре­делялось расчётным путем по программе КРАБ-1.

Результаты такого определения сечения захвата 59Со в центре ячейки с гидридом циркония были усреднены по 4 мониторным ячейкам. Определенное таким образом экспериментальное значение оказалось на 8 % ниже расчётной величины, усредненной по данным полученным с использованием программ MCCGи КРАБ-1. Учитывая значительные сложности расчёта, связанные с учётом термализации спектра (вклад этой области составляет ~ 50 %) и блокировки сечений кобальта, согласие экспериментальных и расчётных величин представляется вполне удовлетворительным. Правомерен даже вопрос, не является ли это результатом компенсации различных погрешностей. Окончательный вывод можно будет сделать после дополнительных экспериментальных исследований.

8.2. Спектральные характеристики нейтронного поля в облучательной сборке.

Расчётный анализ экспериментальных данных по активационным инди­каторам из никеля, марганца, золота, вольфрама в центре контейнера с гидридом циркония позволяет проверить точность расчёта спектра нейтронов. Указанные индикаторы обладают различной чувствительностью к разным областям спектра, так сечение реакции 58Ni (n,p) имеет пороговую зависимость от энергии, а в сечениях остальных трех ярко выражена резонансная структура.

Так как в данной работе основной интерес представляет низкоэнергетическая часть спектра, то для сравнения расчётных и экспериментальных результатов скорости реакций были отнормированы на скорость реакции 58Ni (n,p).

В таблице 2 приведены результаты сравнения расчётных и экспериментальных данных по указанным реакциям. Расчётные значения получе­ны, используя метод Монте-Карло, (программа МССG). Следует отметить, что для индикаторов марганца и золота не приходилось вводить поправок на самоэкранировку сечений и эти результаты наиболее надёжны.

Таблица 2

Результаты сравнения экспериментальных и расчётных отношений сечений к сечению 58Ni (n,p) в центре облучательной сборки ячейка 174.

Реакция

Р/Э

59Mn (n,γ)

197Au (n,γ)

186W (n,γ)

0,99 -+ 7 %

1,16 -+ 7 %

0,70 -+ 8 %

В межтвэльном пространстве облучательной сборки в ячейке 174 были измерены функционалы: 8ƒ/5ƒ, 8c/5ƒ, 9ƒ/5ƒ, Coc/5ƒ.

Результаты сравнения полученных экспериментальных значений с данными расчёта, выполненными по программе MCCG даны в таблице 3.

Таблица 3

Результаты сравнения экспериментальных и расчётных отношений сечений

в межтвэльном пространстве облучательного устройства в ячейке 174.

Функционалы: iƒ/5ƒ

P/Э

8ƒ/5ƒ

8с/5ƒ

Coc/5ƒ

9ƒ/5ƒ

0,86 -+ 3 %

1,27 -+ 4 %

0,74 -+ 4 %

0,81 -+ 4 %

Механизм формирования спектра нейтронов в данном случае еще более сложен, чем в центре облучательной сборки. Индикаторы располагались на границе двух зон ЗБО и экрана, спектр возмущен гидридом циркония (см. рис.4). Однако и в этом случае расчёт в пределах ~ 25 % описывает экспериментальные данные. Накопление 60Со на периферии облучательной сборки оказалось в 2 раза меньше по сравнению с её центром.

В заключение можно сделать вывод о достаточно надёжном предсказании активации кобальта в условиях сильного возмущения нейтронного поля гидридом циркония. Возрастание среднего сечения захвата кобальта на порядок по сравнению с сечением на спектре быстрого реактора предсказывается с точностью ~ 20 %. В эксперименте подтверждена возможность достижения удельных активностей 60Со ~ 100 Ku/г. в реакторе БН-350 (зоне воспроизводства) при использовании для этих целей замедлителя гидрида циркония.

8.3. Возмущения нейтронного поля АЗ, вносимые облучательным

устройством.

Облучательная сборка, содержащая замедлитель, возмущает нейтронное поле в окружающих её ТВС, вызывая увеличение скорости деления урана-235, что приводит к всплеску энерговыделения в этих сборках. Возрастание скорости захвата в уране-238 приводит к уве­личению накопления плутония-239 в соседних с облучательной сборкой ТВС.

Распределение скоростей 235U(n,f), 238U (n, γ) и других измерялось в центре активной зоны (в ячейках 166, 187) и на границе ЗБО и экрана (ячейки 173, 174) –см. таблица 4.

  • В таблице 4 приведены результаты измерений распределения скоростей реакций 235U(n,f), ест.U(n,f), 238U (n,f) , 238U (n,γ), и 59Co (n,γ)в центральной области ЗМО. Результаты нормированы на значения скоростей реакций в 3 микроампуле ТВС ячейки 187 (см. рис. 5), наиболее удаленном от контейнера с гидридом циркония, где возмущение поля практически отсутствует. Расчёт распределений проводился с помощью программы КРАБ-1.

Для корректного учёта резонансного эффекта на границе двух сред были проведены расчёты поправки с помощью программ MMKFK и МКРА. Поправка для реакции деления урана-235 не велика.

Таблица 4.

Отношения расчётных и экспериментальных результатов распределения скоростей реакций в центральной области ЗМО.

Ячейка

(микро­ампула)

235U(n,f)

Р/Э

238U (n,γ),

Р/Э

ест.U(n,f),

Р/Э

59Co (n,γ),

Р/Э

166(1)

187(1)

187(2)

187(3)

1,04 -+ 2 %

1,01 -+ 2 %

1,00 -+ 2 %

1,00

0,87 -+ 3 %

0,93 -+ 3 %

1.04 -+ 3 %

1,00

0,91 -+ 3 %

0,88 -+ 3 %

0,95 -+ 3 %

1,00

1,10 -+ 4 %

1,23 -+ 4 %

1,00

--

Некоторое завышение расчётных данных по распределению захвата в кобальте, как и занижение данных в случае деления урана-238, по-видимому, указывает на то, что реальный спектр нейтронов более жёсткий. В целом эксперимент показал достаточную надёжность расчётных данных по оценке возмущений в центре активной зоны. Всплеск энерговыделения при этом в ближайших ТВС составляет ~ 50 %. Расчёт возмущений при помещении облучательной сборки в первый ряд экрана (ячейка 174) более сложен, он был проведен по программе КРАБ-1 и программе МССG.

Результаты сравнения расчётных и экспериментальных данных для распределения скоростей реакций 235U(n,f), 238U (n,γ) в ячейках 174 и 173 (см. рис. 7), приведены в таблице 5. Для нормировки результатов взяты данные микроампулы 3 ТВС ячейки 173, наиболее удаленной от замедлителя облучательной сборки.

При установки облучательной сборки в 1-й ряд бокового экрана в ближай-шей с ней ТВС наблюдается всплеск энерговыделения также, как и в ЗМО ~ 50 %.

Таблица 5

Отношения расчётных и экспериментальных результатов скоростей деления урана-235 и захвата урана-238 в ячейках 174 и 173 (см. рис. 7 и 8).

Ячейка (микроампула)

235U(n,f), Р/Э

238U (n,γ), Р/Э

174(1)

173(1)

173(2)

173(3)

1,08 -+ 2 %

1,07 -+ 2 %

1,03 -+ 2 %

1,00

0,91 -+ 3 %

0,88 -+ 3 %

0,95 -+ 3 %

1,00

8.4. Выводы по наработке радиоактивного кобальта

Проведенные исследования и эксперименты подтвердили возможность производства на реакторе БН-350 радиоактивных источников 60Со с удельной активностью ~ 100 Кu/ /гр.

Использованные расчётные программы (обычно применяемые в реакторных расчётах) позволяют рассчитать удельную активность 60Со в облучательном устройстве с точностью ~ 20 % и предсказывают эффекты возмущения нейтронного поля и энерговыделения в окрестностях сборки с замедлителем с удовлетворительной точностью.



Рис. 5. Конструкция выемного контейнера

Рис. 6. Картограмма загрузки в активную зону и боковой экран ТВС с

измерительными ампулами.

Рис. 7. Расположение детекторов в ТВС ячеек 173, 174, 175.

Рис. 8. Расположение детекторов в ТВС ячеек 187 и 166.

9. Источник нейтринного излучения 51Cr

для калибровки нейтринного телескопа

9.1 Введение

В Баксанской нейтринной обсерватории (Северный Кавказ) проводятся уникальные галлиевые эксперименты, которые в состоянии измерить основной компонент солнечного спектра нейтрино. Имея низкий порог энергии (233 кэВ при бета распаде 71Ga, что значительно ниже энергии нейтрино от термоядерного синтеза на солнце, которые предсказаны стандартными солнечными моделями) изотоп 71Ga (40%) активируется солнечными нейтрино с образованием нуклида 71Ge. С января 1990 г. в обсерватории проводятся российско-американские галлиевые эксперименты по измерению потока и спектра солнечных нейтрино, используя металлический галлий в жидком состоянии. Получаемый в экспериментах средний поток 67± 7 (взаимодействий – SNU), значительно ниже солнечных образцовых предсказаний 137 +8 SNU [4] и 125±5 SNU [5].

Сотрудничество GALLEX провело измерение солнечного потока нейтрино в водном растворе GaCl3 в 1991 г. и получила поток 70±7+4 SNU[6].

Другие два прецизионных солнечных эксперимента по измерению нейтрино, эксперимент с хлором [7] и эксперимент Kamiokande [8], имеют пороги более высокой энергии, и таким образом не в состоянии видеть весь поток нейтрино.

Эти четыре солнечных эксперимента по измерению солнечных нейтрино имеют противоречивые показания, которые не могут быть увязаны с текущими солнечными моделями по потоку и спектру солнечных нейтрино.

Эксперимент с галлием, вместе с другими радиохимическими экспериментами по измерению солнечных нейтрино, позволяет извлечь, очистить, и измерить несколько атомов (радиоактивного нуклида), которые были получены при взаимодействии нейтрино в нескольких тоннах жидкого галлия (Ga). Даже в 60 тоннах Ga представляется возможным извлечение нескольких десятков атомов 71Ge из 5 •1029 атомов Ga. Технология позволяет извлечение даже до 700 г устойчивого носителя германия добавленного в Ga в начале каждого эксперимента. Разработанная технология извлечения германия, с учетом этого суммирования, позволяет получить коэффициент разделения германия от Ga – 1 атом 71Ge в 1011 атомов Ga.

При использовании этой технологии возникают вопросы, сколько нужно иметь полезных процессов, которые используются в технологии и как они влияют на окончательный результат. Это понято, если бы химическая эффективность извлечения, эффективность подсчета, и методика анализа, были бы сделаны при известном потоке нейтрино низкой энергии. Такой тест мог бы устранить любые существующие проблемы, что атомы 71Ge получены облучением Ga нейтрино, могут быть химически не связаны с рекомбинациями молекул галлия (так называемая ";горячая химия атома";). Способ облучения Ga нейтрино позволяет приводить эффективное извлечение 71Ge намного лучше, чем способ с добавлением естественного носителя германия. Этот метод подтверждает фундаментальное предположение в радиохимических экспериментах, что экстракционная эффективность извлечения атомов, полученных при взаимодействиях с нейтрино, является теми же самыми, как и атомы носителя.

Хотя прямой тест с хорошо откалиброванным источником нейтрино предоставляет существенную альтернативу радиохимическому методу, но многочисленные исследования были проведены с множеством химических и объемных измерений, которые основаны на введение и последующее извлечение известного количества устойчивого носителя германия. Был проведен тест, в котором носитель германия, соответствовал известному числу атомов 71Ge, который был добавлен к 7 тоннам Ga. Были проведены три стандартных эксперимента, позволивших получить, что при извлечении носителя и 71Ge, результаты измерений 71Ge идентичны в этих экспериментах.

Другой эксперимент был выполнен, чтобы проверить вероятность, что атомные взаимодействия не могут образовать 71Ge при химической форме взаимодействия. Есть вероятность, что это может произойти в жидком галлии, потому что метастабильная молекула Ga2 существует с энергией связи ~ 1,6 eV. В этом эксперименте радиоактивные нуклиды 70Ga и 72Ga были произведены в жидком галлии нейтринным облучением. Эти изотопы, с малым периодом бета распада, превращаются в нуклиды 70Ge и 72Ge. Нуклиды германия были извлечены из галлиевой ванны с использование стандартной технологии, затем их атомы были исследованы масс-спектрометрией. Результаты были сопоставимы с числом взаимодействий, которое, как ожидают, будет получено на известном нейтринном потоке и определено среднее сечение взаимодействий, таким образом, предполагая, что химические ловушки работают. Этот эксперимент не эксклюзивен, потому что максимальная энергия, переданная ядром 70Ge после испускания бета частицы 70Ga, составляет 32 eV, несколько больше, чем максимальная энергия 20 eV, полученных ядром 71Ge после воздействия нейтрино с энергией 747 кэВ (от нейтрино при бета распаде 51Cr) и значительно выше, чем максимальная ядерная энергия отдачи 6.1 eV после воздействия нейтрино с энергией 420 кэВ (при термоядерном синтезе).

Новые доказательства основаны на том, что эффективность извлечения была приемлема, и исходили из контроля начального удаления из галлия 68Ge космогенного происхождения. Этот нуклид был сгенерирован в Ga на земной поверхности при воздействии космических лучей. Когда Ga был перенесен в шахту, количество 68Ge космогенного происхождения сократилось.

Эти многочисленные проверки и вспомогательные измерения позволили удостовериться в принятой методологии, и что тест с искусственным источником нейтрино известной активности, позволит провести большинство проверок правильности радиохимических процедур, а для этого необходим источник нейтрино с энергией близкой энергии солнечных нейтрино.

9.2. Выбор нуклида для источника нейтрино

Многие нуклиды, которые после облучения нейтронами в реакторе с большой плотностью потока, такие как 51Cr, 65Zn, и 37Ar, могут использоваться как источники нейтрино для калибровки датчиков солнечных нейтрино. Радионуклид 51Cr при распаде испускает бета частицы и нейтрино с энергией, самой близкой к энергии солнечному нейтрино, к которым галлий является самым чувствительным, и является лучшим выбором для экспериментов с галлием.




Схема перехода 51Cr в 51V с испусканием электрона.

Распад 51Cr с электронным выходом 51Cr + e51V + ve, с периодом 27,7 суток. Схема распада 51Cr представлена на схеме. Переход (90.12 %) 51Cr в 51V (51Cr распадается с образованием нуклида 51V) и переход (9.88 %), при котором распадается к первоначально возбужденному нуклиду 51V, который также быстро распадается с эмиссией гамма - квантов с энергией 320 кэВ к первоначальному нуклиду. Принимая во внимание атомные уровни, с которыми могут произойти переходы, энергии нейтрино равные – 752 кэВ (9 %), 747 кэВ (81 %), 432 кэВ (1 %), и 427 кэВ (9 %), интенсивность источника 51Cr должна быть достаточно высокой, чтобы интенсивность потока нейтрино в массе галлия была бы значительно больше, чем поток солнечных нейтрино. Тогда источник по активности должен быть близок к 1 MKu, далеко превосходя большинства источников, произведенных ранее в реакторах. Поскольку 50Cr в естественном хроме имеется только 4.35 %, то необходимую активность 51Cr при облучении природного Cr в любом существующем ядерном реакторе получить невозможно.

Необходимая активность при облучении может быть достигнута облучением только обогащенного по 50Cr хрома. Кроме того, использование обогащенного 50Cr уменьшает самоэкранирование во время облучения и уменьшает накопление 53Cr, среднее сечение которого для тепловых нейтронов очень велико. Хром, используемый в этом эксперименте, был обогащен до 92.4 % по 50Cr. Преимущество высокого обогащения состоит в том, что это позволяет получить источник большой активности (больше чем 1 кKu/g) и иметь маленькие физические размеры источника, таким образом можно получить высокий выход нейтрино.

9.3. Наработка 50Cr

Обогащение хрома было произведено в институте им. Курчатова И.В. методом газового центрифугирования оксидфлюрида хрома (CrO2F2). CrO2F2 был получен методом гидролиза оксида хрома (Cr2O3). Чтобы получить чрезвычайно компактный источник, окись хрома был переведен в металлический хром. Эта операция была сделана, нагревом смеси окиси хрома и графита высокой чистоты в водородной атмосфере; получающийся продукт был расплавлен в расплавленном Al2O3, чтобы удалить газообразные примеси. Из слитков металлического Cr были отлиты прутки размером – 1-3 мм, и этот хром был обработан водородом при 1200 °C в течение 24 часов, чтобы удалить остаточный кислород и азот.

Для реакторного облучения металлический Cr (обработанный по выше описанной технологии) был отлит в форме стержней 45 мм длиной диаметром 7 мм. Стержни Cr были помещены в плакированную молибденом стальную оболочку при небольшом давлении при комнатной температуре. Оболочка была сварена электронным лучом в вакууме. Эта оболочка с хромом была подвергнута очень высокому давлению при 1100 °C в течение 30 секунд и затем охлаждена при 1000 °C таким образом, чтобы диаметр стержней Cr был ~ 7 мм. Затем стальная оболочка была растворена в азотной кислоте и стержни хрома до желаемого размера, были обработаны искровым методом и механической обработкой. Далее, стержни были повторно кристаллизованы при 1000 ° C.

Процентное содержание нуклидов в естественном и обогащенном хроме приведено в таблице 6.

Таблица 6

Содержание нуклидов в естественном и обогащенном хроме

Нуклид

хрома

Естественный

хром, % содерж.

Обогащенный

Хром, % содерж.

50Cr

52Cr

53Cr

54Cr

4,35

83,79

9,50

2,36

92,4±0,5

7,6±0,4

<0,5

<0,5

Взвешенная плотность, степень детализации, и твердость получившихся стержней были очень близки к чистому бездефектному металлическому хрому. Свойства 50 стержней, которые были подготовлены для облучения, их микроструктура были чрезвычайно идентичны чистому металлическому хрому.

На всех стадиях химической обработки необходимо было минимизировать загрязнение Cr другими нуклидами, которые после облучения в реакторе будут радиоактивными. Чтобы быть уверенным, что побочное содержание примеси в стержнях Cr было удовлетворительным, каждый стержень был проанализирован масс-спектрометрией с лазерным испарением металла с поверхности стержней.[9].

9.4. Облучение Cr в АЗ БН-350 и упаковка стержней в источник

Стержни Cr были доставлены на РГП «МАЭК» для облучения в реакторе БН-350. Подобные реакторы есть: БН-600 в России, Phenix и Super Phenix во Франции и MONJU в Японии. Реактор БН-350 (технические характеристики даны в разделе 2) имеет активную зону с высоко обогащенным ураном (по урану -235) и боковую зону из необогащенного урана; жидкий натрий используется как теплоноситель. Эта конструкция имеет в активной зоне большую плотность потока быстрых нейтронов ~ 5 • 1015 n/cm2s при номинальной мощности, что выгодно для получения источников с высокой активностью.

Сечение захвата для ядра 50Cr на быстрых нейтронах меньше чем 0,1 барн, и при этих параметрах достичь желательной активности 51Cr невозможно. Поэтому было предложено облучать хром в реакторе БН-350, но в спектре тепловых нейтронов. Была разработана специальная сборка (рис. 9), которую можно установить в реактор БН-350 и которая имела замедлитель для получения тепловых нейтронов высокой плотности. Конструкция сборки (сечение на рис. 10) состоит из гидрида циркония вокруг центральной трубы из нержавеющей стали, в которую загружается контейнер с 50Cr (металлические стержни). Гидрид циркония позволил смягчить спектр нейтронов и получить поток нейтронов низкой энергии большой плотности около стержней из 50Cr. В результате среднее сечение захвата 50Cr составило ~ 4 барна.

Для уменьшения выхода из сборки тепловых нейтронов, которые могут увеличить всплеск энерговыделения в соседних топливных ТВС, гидрид циркония был окружен по периметру чехла поглощающими элементами с окисью европия. Кроме того, присутствие в АЗ облучательной сборки приводит к увеличению отрицательного эффекта реактивности. Чтобы компенсировать это, стандартная конфигурация активной зоны была изменена с заменой нескольких ТВС с более высоким содержанием ядерного топлива (свежие ТВС) и установкой несколько дополнительных ТВС.

Согласно расчетным данным после облучения можно получить активность стержней ~ 0.5-:-0.8 MКи. Нейтронно-физические характеристики в ТВС, стоящих рядом с облучательной сборкой, были измерены экспериментально на малом уровне мощности реактора (были проведены такие же экспериментальные измерения как с облучательной сборкой с кобальтом, см. главу 8). Результаты эксперимента показали, что всплеска энерговыделения в ТВС, окружающих облучательную сборку, не будет. Но при мощности N = 520 МВт (тепл.), на которой работал реактор в данный период, активность 51Cr будет меньше расчетной. Для увеличения активности стержней 51Cr было решено увеличить мощность реактора в конце облучения.

Облучательная сборка с 50Cr (92.4 % - обогащения) была установлена в АЗ реактора и 04.09.1994 г. началось облучение на уровне мощности ~ 520 МВТ.

Облучение продолжалось до 2 ноября, затем мощность была увеличена до 620 МВТ (тепл.), чтобы увеличить активность стержней 51Cr.

Облучательная сборка была выгружена из реактора 18 декабря 1994. Используя манипуляторы в «горячей камере», облученные стержни (всего 46) 51Cr были извлечены из сборки и 44 стержня, полная масса которых составила 512.7 г, были помещены в вольфрамовый пенал. Этот пенал был также помещен в контейнер из нержавеющей стали, закрыт крышкой и заварен. Гелиевые испытания показали герметичность контейнера. Контейнер со стержнями 51Cr был помещен в радиационный защитный вольфрамовый контейнер с 18 мм стенкой, у которой была внешняя оболочка из нержавеющей стали 80 мм диаметра, 140 мм высотой. Внешняя оболочка была закрыта крышкой, герметично заварена и контейнер проверен на герметичность (см. рис. 11).

Затем источник с 51Cr был размещен в транспортный контейнер для траспортировки самолетом в аэропорт Минеральные Воды. Контейнер был доставлен 20 декабря 1994 г. самолетом в Минеральные Воды, но из-за задержки таможенного оформления в аэропорту Мин Воды контейнер грузовиком был перевезен только 26 декабря 1994 г. на Баксанскую нейтринную обсерваторию (Северный Кавказ). С помощью источника из 51Cr были проведены эксперименты по облучению галлия с целью калибровки нейтринного телескопа. [9].

10. Эксперименты по калибровке нейтринного телескопа

Начальная инсталляция галлия источником была проведена 26 декабря

1995 г. в 18:00 и все результаты дальнейших экспериментов были нормализованы к этому времени. Проведены восемь облучений между 2 января и 24 мая 1995 г. После чего источник 51Cr распался до величины, когда облучение галлия от 51Cr было равносильно облучению галлия солнечными нейтрино.

Облучение солнечными нейтрино проводилось в реакторах 2-5 (реакторы – это баки с жидкометаллическим галлием) и в реакторах 7-10. Все реакторы кроме номера 6 оборудованы механизмами для процесса извлечения источника 51Cr. План расположения реакторов с галлием показан на рис. 12.

В конструкцию реактора 6 был внесены изменения для быстрой загрузки и извлечения активной части источника 51Cr с помощью трубы из циркония, которая позволяла размещать источник в центре реактора. Эта модификация увеличила емкость реактора с 6 до 13 тонн Ga. На рис.13. представлена конструкция галлиевого реактора с механизмами загрузки источника 51Cr и калориметр. После каждого облучения источник перемещали на смежный калориметр для измерения его активности, а галлий выкачивался из реактора 6 в другие два реактора, в которых галлий облучался солнечными нейтрино. Затем извлекали 71Ge с помощью химической технологии и определялась его количество.

Было проведено восемь измерений между 2 января и 24 мая 1995 г. Длины периодов облучения для первых пяти измерений были выбраны так, чтобы статистическая погрешность измерений была равной. После того как источник 51Cr распался заключительные три облучения были сделаны, приблизительно, в месячные интервалы, с облучением галлия солнечными нейтрино. Нуклид 71Ge был извлечен точно тем же способом, чтобы измерить поток солнечных нейтрино.

Эта процедура извлечения отличалась от используемого эксперимента для солнечного нейтрино, потому что был дополнительный этап перекачки Ga с двух реакторов на емкость облучения и назад. Хотя нет никакой очевидной причины, что это должно внести изменение в эффективность облучения. Проведено много тестов (расчетов), чтобы быть уверенными, что эта эффективность не была связана с перекачкой Ga. До первоначального облучения Ga источником 51Cr было проведено девять облучений солнечными нейтрино от одного или двух реакторов, используя все шаги вышеупомянутой процедуры, включая перекачку Ga. Взвешенный поток в этих экспериментах был ~ 92 SNU (с 68%-ой погрешностью) от 53 SNU до 143 SNU. Этот поток полностью сопоставим с потоком от солнечного нейтрино, и не наблюдалось изменение от дополнительного фона.

10.1. Исходные примеси

В галлиевых реакторах существует большое количество химических элементов, которые воздействуют на облучение галлия и производят долгоживущие нуклиды с испусканием гамма квантов. Присутствие этих гамма эмитентов в источнике должно строго учитываться, потому, что они увеличивают размер исходной защиты, необходимой для защиты персонала, и кроме того уменьшают эффективное облучение нейтрино галлия. Также они добавляют высокую температуру источнику и таким образом вносят искажения при калориметрических измерениях исходной активности источника 51Cr. Из-за высокого среднего сечения захвата тепловых нейтронов этими нуклидами, даже небольшое количества этих элементов в стержнях 50Cr не допустимо.

Как следствие, на всех стадиях химической обработки стержней 50Cr, были приняты меры, чтобы минимизировать загрязнение 50Cr. Для уверенности о наличии примесей в стержнях 50Cr, каждый стержень перед отправкой на облучение в реактор был проанализирован масс-спектрометрическим методом и лазерным облучением для анализа масс-спектрометрией искры. Норма дозы на поверхности стенки источника была 1.7 Бк/ч в начале первого облучения (26 декабря 1994), и только ~ 2 % от этой величины приходилось на примеси (главным образом 46Sc). В конце последнего эксперимента (23 мая 1995), норма дозы 46Sc, несмотря на вольфрамовый контейнер, еще была самой интенсивной линией в спектре. Нуклиды с большей энергией (46Sc, 59Fe, 60Co, и 182Ta) имели меньший период и их активность была намного ниже чем от 51Cr. Общая активность всех загрязняющих нуклидов была меньше чем 2 Ки, в то же время активность 46Sc была наибольшей.

Были измерены активности примесей нуклидов в источнике 51Cr и их вклад в общую измеренную активность на период времени (18:00 26 декабря 1994) калориметрическим методом.

Существенное различие было для Ta, который не был обнаружен масс-спектральным анализом проб с поверхности стержней Cr. Очевидно, высокая концентрация Ta в Cr следовала из поверхностного загрязнения вольфрамовым инструментом карбида, которым обрабатывали на механизмах стержни до исходного диаметра.

Расчетные и измеренные активности (примесей) нуклидов в источнике 51Cr приведены в таблице 7.

Таблица 7

Активность загрязняющих нуклидов в стержнях 50Cr

Изотоп

Энергия, МэВ

Измеренная

активность, Ки

Измеренная энергия, ВАт

Эквивалентная

активность, Ки

46Sc

60Co

182Ta

59Fe

Общее количество примеси

51Cr

2.37

2.82

1.81

1.56

0.32

1.400±0.1

0.065±0.015

0.038±0.005

0.024±0.003

516600±6000

0.0200

0.0011

0.0004

0.0002

0.0217

112.3000

0.092

0.005

0.002

0.001

0.1

516.6

10.2 Исходная активность источника

После проведения всех галлиевых экспериментов в Баксанской нейтринной обсерватории источник (активность источника распалась больше чем в 1000 раз)

был перевезен в г. Актау на БН-350.

Измерение исходной активности источника проведено с помощью германий литиевого детектора (по гамма линии с энергией 320 кэВ, испускаемые 51Cr).

Процедура этих измерений состояла из двух этапов:

Первый этап - вначале была измерена относительная активность всех 44 стержней 51Cr, а затем определена абсолютная активность единственного стержня (монитора). В горячей камере БН-350 были установлены два коллиматора. Стержень хрома был помещен в специальный зажим перед отверстием первого коллиматора. Зажим двигался в вертикальном направлении, используя манипулятор горячей камеры, а дополнительный двигатель вращал зажим со стержнем вокруг оси во время измерения. Положение стержня 51Cr относительно отверстия коллиматора управляло электронное считывающее устройство манипулятора и визуальным наблюдением. Гамма - лучи проходили через разрез второго коллиматора и были измерены германий литиевым датчиком вне «горячей камеры». Активность каждого стержня была измерена в двух направлениях: вдоль его длины, а угловое распределение было усреднено с помощью вращения стержня. Эта система обеспечила измерение среднего значения активности всех стержней 51Cr.

Относительная погрешность активности одного стержня составляла 1 % по количеству измерений, с учетом фона, и стабильностью геометрии измерения. Неопределенность в сумме относительной погрешности всех стержней была оценена в пределах – 0.3 %.

Второй этап – измерение абсолютной активности стержня монитора (контрольного образца). Этот стержень был полностью растворен в HCl.

Небольшая часть этого раствора была взвешена, чтобы подготовить пробы, и их активность была измерена гамма спектрометром. Погрешность в определении активности образцов составляла 3 %; была также ошибка ~ 1 % в определении объема проб растворов.

Статистическая ошибка измерения гамма линии 51Cr была ~ 1.2 % с учетом фона, и мертвого времени детектора. Погрешность эффективности датчика была оценена в 3 %. Погрешность отношения массы стержня образца к массе всех стержней источника была – 1%. Измеренная активность источника 51Cr составила 510 ±24 кKu на время 18:00 26 декабря 1994. [9].

10.3 Оценка активности источника 51Cr расчетным методом

Исходная активность источника была рассчитана прямыми вычислениями нейтронного потока с использованием геометрии реактора и времени облучения. Этот метод основан на результатах измерения облученного образца (маленькой массы 50Cr) в экспериментальном реакторе в г. Обнинске и сравнения активности образца, облученного в реакторе БН-350. Расчетная активность была оценена – 554± 55 кKu на исходное время (18:00 26 декабря 1994), эта величина хорошо согласуется с измерением активности калориметрическим методом на Баксанской нейтринной обсерватории – 516,6±6 кКи.

11. Выводы по источнику 51Cr

Была проведена экспериментальная работа по обоснованию безопасности облучения 50Cr в активной зоне реактора БН-350 и экспериментально доказана возможность облучения стержней 50Cr в тепловом спектре нейтронов в активной зоне реактора БН-350 на быстрых нейтронах. Изготовлен источник нейтрино на основе 51Crи решены вопросы его транспортировки воздушным транспортом и доставки на Баксанскую нейтринную обсерваторию. С помощью источника нейтрино 51Cr проведены фундаментальные работы по калибровки нейтринного телескопа Баксанской нейтринной обсерватории, на которой ведутся работы по измерению потока и спектра нейтрино от солнца.

12. Заключение

На реакторе на быстрых нейтронах БН-350 проведены экспериментальные работы по исследованию нейтронно-физических и теплофизических характеристик. Доказана возможность надежной, безопасной и стабильной работы энергетического реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем с теплотехническими и нейтронно-физическими характеристиками, значительно превышающими аналогичные параметры реакторов на тепловых нейтронах. Доказано, что в этих реакторах можно сжигать природный уран до 80-90 % (в замкнутом топливном цикле), а в тепловых реакторах – 5 % макс. 8 %.

В процессе исследований нейтронно-физических характеристик доказана возможность наработки радиоактивных нуклидов (кобальта-60, иридия, цезия -30, хрома -51) в АЗ ректора БН-350 высокой активности и наработки 233U из тория.

Был изготовлен источник нейтрино на основе 51Cr и решены вопросы его транспортировки воздушным транспортом и доставки на Баксанскую нейтринную обсерваторию.

На основании проведенных исследований на реакторе БН-350 была обоснована возможность использования быстрых реакторов, наряду с эффективной выработкой электрической энергии, накопления плутония-239 и опреснения морской воды, для эффективного выжигания наиболее потенциально опасной части радиоактивных отходов атомной энергетики – долгоживущих актиноидов. Тем самым доказана возможность радикального решения проблемы сжигания и захоронения радиоактивных отходов атомной энергетики.

Рис. 12. План расположения реакторов с галлием.

Рис. 13. Схема реактора 6 с калориметром.

БИБЛИОГРАФИЯ

1. «Энергетические реакторы на быстрых нейтронах – состояние и перспективы совершенствования». Лекция лауреата международной энергетической премии «Глобальная энергия», 2004 г. Автор Митенков Ф.М., Президент Российского ядерного общества, почетный член Европейского ядерного общества, академик.

2. Получение 60Со в БН-350. Статья. Журнал “Атомная энергия” т. 77, вып. 6, декабрь 1986 г. Стр. 454-457. УДК 539.172.4. Авторы: Звонарев А.В., Коробейников В.В., Матвеенко И.П., Суслов И.Р., Хомяков Ю.С., Цыбуля А.М., Черный В.И., Нецвет В.П., Скориков Н.В., Школьник В.С., Зиновьев А.И., Родионов Н.Г.

3. Экспериментально-расчетное обоснование производства гамма источников Со60 на реакторе БН-350 в сборках с гидридом циркония. Доклад на французско-советский семинар по исследованиям нейтронно-физических характеристик и моделированию ак­тивных зон быстрых реакторов. 29.04 – 06.05.1990 г. Звонарев А.В., Колыженков В.А., Колосков Б.В., Матвеенко И.П., Нецвет В.П., Скориков Н.В., Хомяков Ю.С., Цибуля A.M., Черный В.А., Школьник B.C.

4. Статья «Российско-Американский галлиевый эксперимент (SAGE) - измерение с Cr нейтриным источником» (";The Russian-American Gallium Experiment (SAGE) Cr neutrino source measurement”), опубликована в журнале Physical Review Letters, 1996. V. 77. № 23. P. 4708-4711. Авторы от РГП «МАЭК»: Караулов В.Н., Левитин В.Л., Маев В.И., Назаренко П. И., Скориков Н.В., Школьник В.С.

5. J. N. Bahcall, M. Pinsonneault, and G. J. Wasserburg, Rev. Mod. Phys. 67, 781 (1995).

6. S. Turck-Chieze and I. Lopes, Astrophys. J. 408,347 (1993).

7. B. T. Cleveland, T. J. Daily, R. Davis, Jr., J. R. Distel, K. Lande, C. K. Lee, and P. S. Wildenhain, Astrophys. J. 496,505 (1998).

8. Y. Suzuki, Nucl. Phys. B (Proc. Suppl.) 38, 54 (1995).

9. Технология и некоторые вопросы разработки и изготовления нейтринного источника активностью ~1 МКи на основе Cr-51 для калибровки галлиевого детектора Баксанского нейтринного телескопа. Доклад МАЭК, ИЯИ РАН, ФЭИ, США, ЛАНЛ, Лос-Аламос. г.Актау, 1993 г. Авторы: РК, МАЭК, г. Актау: Земцев Б.В., Левитин В.Л., Караулов В.Н., Маев В.И., Назаренко П.И., Скориков Н.В., Блынский А.П., Самойленко А.Н., Школьник В.С.

РФ, ИЯИ РАН, г. Москва: Гаврин В.Н., Корнаухов В.Н., РФ, ФЭИ, г. Обнинск: Звонарев А.В., Хомяков Ю.С. США, ЛАНЛ, Лос-Аламос, Т. Боулс.

1

Смотреть полностью


Скачать документ

Похожие документы:

  1. С 90 Технологии ЯТЦ и экология

    Учебное пособие
    ... -плутониевого топлива. Возможность наработки плутония в любом реакторе ... загрязненной радиоактивныминуклидами пищи или воды. Скорость и уровень выхода радиоактивныхнуклидов в ... воздушным охлаждением, построенном для наработки плутония 7 октября 1957 года ...
  2. (росатом) концерн «росэнергоатом» оао «внииаэс»

    Интервью
    ... безопасности позволит существенно увеличить межремонтную наработку агрегата и повысить эксплуатационную надежность энергоблока ... минут надёжно идентифицируется и измеряется удельная радиоактивностьнуклидов цезия в натрии, а при некоторых условиях ...
  3. Владимир пантелеев и снова «сороковка»

    Документ
    ... урано-графитовый реактор для наработки оружейного плутония. В настоящее ... тринитротолуола. Образование восточно-уральского радиоактивного следа Радиоактивность веществ, выброшенных в ... и тогда река Теча несет радиоактивныенуклиды по всей округе. А ...
  4. Владимир пантелеев и снова «сороковка»

    Документ
    ... урано-графитовый реактор для наработки оружейного плутония. В настоящее ... тринитротолуола. Образование восточно-уральского радиоактивного следа Радиоактивность веществ, выброшенных в ... и тогда река Теча несет радиоактивныенуклиды по всей округе. А ...
  5. Галушко аэс

    Учебное пособие
    ... обладает лучшими возможностями по наработке делящегося материала (плутония), ... ядерного топлива; • Возможность наработки оружейного плутония; • Замена ... 8*105-3,7*106 Бк/т естественных радиоактивныхнуклидов. Международная консультативная группа по ...

Другие похожие документы..