Реакторно-лазерная система и импульсный реактор на нептунии

П.П.Дьяченко, Г.Н.Фокин, ОПУБЛИКОВАНО 16.12.2016

Научно-техническая конференция "Нейтронно-физические проблемы атомной энергетики (Нейтроника-2016)" прошла 23-25 ноября 2016 года на базе ГНЦ РФ - ФЭИ.

С любезного разрешения оргкомитета конференции мы публикуем доклад "Реакторно-лазерная система и импульсный реактор на нептунии".

Авторы доклада - П.П.Дьяченко, Г.Н.Фокин (АО "ГНЦ РФ - Физико-энергетический институт им. А.И.Лейпунского").

Памяти И.И.Бондаренко посвящается

Аннотация

В работе анализируется опыт эксплуатации демонстрационного образца оптического квантового усилителя с ядерной накачкой (ОКУЯН) стенда "Б" (ГНЦ РФ - ФЭИ) с запальным импульсным реактором из ²³⁵U "Барс-6".

Показано, что обратная нейтронная связь "лазерный блок → запальный реактор" существенно ограничивает энергетику ОКУЯН.

Предложен способ уменьшения обратной связи путем замены ²³⁵U в запальном реакторе на пороговый делящийся элемент ²³⁷Np.

Показано, что применение такого реактора позволило бы в 10-20 раз повысить энергию и мощность импульса накачки в лазерном блоке демонстрационного образца ОКУЯН стенда "Б".

Введение

Профессор Бондаренко И.И. является одним из основоположников целого ряда направлений исследований Физико-энергетического института - в частности, по прямому преобразованию ядерной энергии в электрическую [1] и импульсным реакторам [2].

В данной работе приводятся результаты развития этих исследований, а именно, по прямому преобразованию энергии деления ядер в лазерную с помощью импульсных реакторно-лазерных систем.

Работы в этой области были начаты в 1981 году по инициативе соратника Игоря Ильича - профессора Пупко В.Я.

В результате в 1986 году в ГНЦ РФ - ФЭИ была разработана концепция импульсной реакторно-лазерной системы на основе оптического квантового усилителя с ядерной накачкой (ОКУЯН) [3].

Суть её состоит в том, что в качестве усилителя в известной схеме "задающий лазер - двухпроходовый усилитель с обращением волнового фронта (ОВФ)" используется широкоапертурный ОКУЯН.

Он состоит из двух основных блоков: реакторного (запального) - РБ и лазерного - ЛБ.

В качестве запального реактора предлагается использовать многозонный импульсный реактор на быстрых нейтронах.

Лазерный блок представляет собой цилиндрическую конструкцию с осевой полостью для размещения активных зон запального реактора. В нейтронно-физическом отношении он является подкритической бустерной зоной запального реактора со спектром нейтронов, близким к тепловому.

Следует заметить, что в традиционных лазерных установках, по крайней мере, в установках многоразового действия, обладающих такой же компактностью и автономностью, как ОКУЯН, такая энергетика импульса накачки едва ли достижима.

Для экспериментальной демонстрации возможности практической реализации этой концепции, верификации расчётных кодов и отработки элементной базы соответствующей установки в ГНЦ РФ - ФЭИ был создан и в 1999 году введён в эксплуатацию демонстрационный образец реакторно-лазерной системы на основе ОКУЯН - реакторно-лазерный комплекс, стенд "Б" [4].

Данная работа посвящена анализу опубликованных экспериментальных данных [4-6] о нейтронно-физических характеристиках этого стенда и рассмотрению способов модернизации запального импульсного реактора с целью повышения энергетики ОКУЯН.

Часть результатов этой работы была опубликована ранее [7] и защищена патентом [8].

1. ОКУЯН с запальным импульсным реактором из ²³⁵U

Фотография ОКУЯН стенда "Б" приведена на Рис.1. В качестве запального реактора в нём применён двухзонный импульсный реактор на быстрых нейтронах самогасящегося действия "Барс-6", разработанный в РФЯЦ -ВНИИТФ [9].

Рис.1. Общий вид ОКУЯН стенда "Б".

Активные зоны (АЗ) реактора изготовлены из уран-молибденового сплава (массовая доля Mо 9%). Обогащение урана изотопом ²³⁵U - 90%. Масса ²³⁵U в каждой АЗ - 105 кг.

Конструктивно АЗ представляет собой цилиндр диаметром 226 мм и высотой 232 мм, набранный из колец на центральной стальной трубе. Активные зоны реактора расположены на платформе, которая может перемещаться по рельсам, уложенным в стендовом зале.

Одна АЗ подвижная и может двигаться относительно другой так, что расстояние между ними может изменяться в пределах от 340 до 1500 мм.

Каждая АЗ снабжена органами регулирования, позволяющими управлять реактором при работе на запаздывающих нейтронах, а также с высокой скоростью (до 220 β_эфф/с) переводить его в состояние мгновенной надкритичности для генерации импульса и в конце импульса со скоростью около 200 β_эфф/с переводить его из состояния запаздывающей надкритичности в состояние глубокой (до 20 β_эфф) подкритичности.

Переход реактора из состояния мгновенной в состояние запаздывающей надкритичности в процессе генерации импульса происходит автоматически за счёт отрицательного температурного коэффициента реактивности.

Лазерный блок представляет собой цилиндрическую конструкцию длиной
2,5 м и диаметром 1,7 м с продольной полостью для размещения активных зон запального реактора.

Он собран из стандартных элементов пяти типов:

      - лазерно-активный элемент (ЛАЭЛ),

      - имитатор ЛАЭЛа,

      - элемент межтрубного замедлителя нейтронов,

      - элемент отражателя нейтронов,

      - канал увеличения мощности (КУМ).

Их расположение в ЛБ определяется картограммой загрузки. Схема одной из них (№2) для примера показана на Рис.2.

Рис.2. Картограмма загрузки ЛБ №2.
Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра.

Основными элементами ЛБ являются ЛАЭЛ и его имитатор. ЛАЭЛ представляет собой тонкостенную (0,5 мм) трубу из нержавеющей стали диаметром 49 мм и длиной 2,5 м, покрытую изнутри слоем металлического урана (масса урана - 40 г, обогащение изотопом ²³⁵U - 90%) толщиной 5 мкм, герметично закрытую с торцов просветлёнными кварцевыми окнами и заполненную газовой лазерно-активной средой [5].

Имитатор ЛАЭЛа выполнен в виде вставленных одна в другую алюминиевых труб наружным диаметром 49 мм и суммарной толщиной стенки 2,5 мм, небольшое пространство между которыми заполнено диоксидом урана.

Он является нейтронно-физической копией ЛАЭЛа, то есть, содержит такое же количество ²³⁵U (36 г) и имеет примерно те же свойства по отношению к захвату и рассеянию нейтронов.

Это сделано для того, чтобы упростить задачу масштабирования энергетики лазерного пучка, которая в этом случае сводится к замене нужного количества имитаторов на ЛАЭЛы при неизменных параметрах импульса накачки в произвольной точке ЛБ.

Материалом элементов замедлителя и отражателя нейтронов являются полиэтилен и парафин, соответственно.

КУМ представляет собой стандартную для данной конструкции ЛБ алюминиевую трубу, заполненную чередующимися таблетками топлива и замедлителя нейтронов. Масса топлива (диоксид урана с обогащением по ²³⁵U 90%) в КУМе около 150 г, замедлителя 3,5 кг.

ОКУЯН приводится в действие следующим образом. Лазерный блок с помощью специального устройства поднимается в верхнее положение. Реактор из биологической защиты по рельсам перемещается под лазерный блок в строго фиксируемое положение. Лазерный блок опускается в нижнее положение. При этом АЗ оказываются размещёнными внутри ЛБ. Затем по команде с пульта управления производится импульс реактора и измеряются необходимые нейтронно-физические и лазерные характеристики установки.

Цель исследований нейтронно-физических характеристик ОКУЯН, по существу, сводилась к поиску такой конфигурации ЛБ и режима работы реактора, при которых прямая нейтронная связь РБ → ЛБ была бы максимальной, а обратная связь ЛБ → РБ - минимальной.

Были исследованы три картограммы загрузки ЛБ и два режима работы запального реактора

В первой, исходной картограмме загрузки ЛБ использовались только имитаторы ЛАЭЛов (585 шт.), межтрубный замедлитель, три ряда элементов наружного отражателя нейтронов (200 шт.) и полость для размещения АЗ реактора с размерами 350×750×2500 мм.

Во второй картограмме (показана для примера на Рис.2) применялся внутренний отражатель нейтронов. Для этого два ряда имитаторов, примыкающих к полости для размещения АЗ, заменены на элементы отражателя нейтронов.

В картограмме загрузки №3 [6] элементы внутреннего отражателя нейтронов, используемые в картограмме №2, были извлечены и вместо них в продольной полости ЛБ в местах расположения АЗ реактора были установлены специальные коробчатые внутренние отражатели нейтронов (КВО), представляющие собой два короба (для каждой АЗ в отдельности) из полиэтилена толщиной 20 мм, облицованные изнутри листовым кадмием толщиной 0,5 мм.

В стенках коробов, перпендикулярных оси ЛБ, имелись окна, пропускающие нейтроны к датчикам СУЗ и из одной АЗ в другую для обеспечения нейтронной связи между ними.

Кроме этого в каждый имитатор (379 шт.) был вставлен полиэтиленовый стержень диаметром 20 мм и длиной 2,5 м, а на периферии ЛБ за двумя рядами внешнего отражателя нейтронов (136 шт.) были установлены КУМы (50 шт.).

Первый режим работы реактора (РБ) был штатным и описан выше. В модифицированном режиме было реализовано быстрое принудительное гашение (∼0,4 β_эфф за время ∼1 мс ) за счёт отскока блока безопасности от верхнего упора при его температурном расширении во время импульса.

Это дало возможность повысить мгновенную надкритичность при генерации импульса до ρ ∼ 0,36 β_эфф и в результате примерно в два раза сократить длительность импульса накачки.

Результаты исследований показаны в таблице и на Рис.3.

Таблица.
Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра.

Рис.3. Импульсы энерговыделения в ЛБ 1, 2, 3 для картограмм загрузки №№1, 2, 3 соответственно, при штатном режиме работы реактора; 4 - для картограммы загрузки №3 при модифицированном режиме работы реактора.
На вставке - импульс энерговыделения в АЗ реактора при работе в штатном режиме вне ЛБ.
Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра.

На вставке к рисунку приведён импульс, соответствующий энерговыделению в АЗ при работе реактора без ЛБ.

Импульсы №№1-3 соответствуют энерговыделению в ЛБ (импульсу накачки) при штатной работе реактора внутри ЛБ с различными картограммами загрузки.

Импульс №4 - энерговыделению в ЛБ при модифицированном режиме работы реактора внутри ЛБ с картограммой загрузки №3.

Из результатов, приведённых в таблице и на Рис.3, видно, что для всех исследованных картограмм загрузки ЛБ и режимов работы реактора длительность импульса в лазерном блоке существенно превышает длительность импульса в АЗ реактора при его работе вне ЛБ.

Это связано, в первую очередь, с тем, что при генерации импульса в ЛБ реактор работает не на собственных мгновенных нейтронах с временем жизни
l ∼ 10 нс, а на нейтронах трёхзонной связанной системы, время жизни которых намного больше (несколько микросекунд [5]), и которые в этом случае представляют собой ни что иное, как дополнительную группу запаздывающих нейтронов.

Значения Е_лб ∼ 7 МДж и Δt_1/2^лб ∼ 2 мс, по-видимому, близки к предельным значениям этих величин при использовании реактора "Барс-6" в качестве запального реактора ОКУЯН.

Видно, что эти значения существенно отличаются от тех, которые следуют из выражений (1), (2). Это объясняется высокой чувствительностью реактора такого типа к нейтронам обратной связи ЛБ → РБ.

2. ОКУЯН с запальным импульсным реактором из ²³⁷Np

Основываясь на рассмотренных в предыдущем разделе экспериментальных данных, можно предложить два способа модернизации запального импульсного реактора для уменьшения влияния обратной нейтронной связи ЛБ → РБ и, как следствие, для повышения энергетики ОКУЯН.

Первый из них касается реактора с традиционным топливом (²³⁵U, ²³⁹Pu) и сводится к созданию механизма достаточно быстрого (сравнимого по времени с самогашением) принудительного перевода РБ в глубокую подкритичность
(ΔК_эфф ≥ 3 β_эфф) с целью обеспечения ядерно-безопасного разгона запального реактора на мгновенной надкритичности, превышающей вклад ЛБ в его реактивность.

Очевидно, что с технической точки зрения это весьма непростая и, возможно, невыполнимая задача.

Второй, более кардинальный способ - это применение в качестве топлива запального реактора порогового делящегося элемента, например, ²³⁷Np.

Порог деления этого нуклида составляет около 0,25 МэВ. Следовательно, нейтроны из ЛБ, имеющие спектр, близкий к тепловому, попадая в АЗ запального реактора, не будут приводить к делению ядер его топлива.

То есть, значение коэффициента обратной нейтронной связи K_онс^Np в случае топлива из ²³⁷Np будет намного меньше значения соответствующего коэффициента K_онс^U в случае топлива АЗ из ²³⁵U.

Вопрос об использовании ²³⁷Np в качестве топлива реактора не нов и обсуждался в литературе.

Так, в работе [10] было показано, что для альфа-фазы металлического нептуния-237 с плотностью 20,45 г/см³ k_∞ = 1,638, а голый шар из металлического нептуния такой плотности имеет критический радиус и критмассу 8,864 см и
59,7 кг, соответственно. При этом эффективная доля запаздывающих нейтронов β_эфф составляет 0,91×10^-3.

Исследованию механических и теплофизических свойств нептуния и его сплавов посвящен целый ряд публикаций, например, [11].

В монографиях В.Ф.Колесова [12] детально рассмотрен вопрос о применении ²³⁷Np в качестве топлива внутренней активной зоны (АЗ1) в двухсекционном бустере-реакторе с внешней зоной (АЗ2) из ²³⁵U для создания сверхмощного источника быстрых нейтронов с так называемой вентильной нейтронной связью секций.

Показано, что АЗ1 в такой системе может работать, как в бустерном режиме (с линейным ускорителем электронов), так и в режиме импульсного самогасящегося реактора.

При этом принималось, что топливом АЗ1 является металлический сплав нептуния с галлием (массовая доля галлия 9%), а топливом АЗ2 - сплав урана с молибденом (доля молибдена по массе 9%).

Для уменьшения коэффициента обратной нейтронной связи АЗ1 окружалась слоем вольфрама. Показано, что при толщине этого слоя 18 см коэффициент обратной связи уменьшается в 100 раз.

В ОКУЯН аналогом АЗ2 является лазерный блок, Но он работает не на быстрых, а на тепловых нейтронах. В этом случае применение вольфрамового экрана может не понадобиться, так как и при его отсутствии коэффициент обратной связи должен быть достаточно мал.

Для его оценки воспользуемся экспериментальными данными о значении кадмиевого отношения в лазерном блоке. Так, для картограммы загрузки №1 его среднее значение по объёму ЛБ составляет около 30 [5].

На Рис.4 показано максвелловское распределение нейтронов n(E), соответствующее такому кадмиевому отношению. Его температура составляет около 2850 К. На этом же рисунке приведены зависимости сечений деления ²³⁵U σ^U(E) и ²³⁷Np σ^Np(E) от энергии нейтронов.

Рис.4. Зависимость сечений деления σ (Е) ²³⁵U (1), ²³⁷Np (2) от энергии нейтронов Е_n и максвелловское распределение нейтронов n(E) (3) для Т = 2850 К.
Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра.

Пользуясь данными, приведёнными на Рис.4, можно показать, что

То есть, замена ²³⁵U на ²³⁷Np в запальном импульсном реакторе приводит к уменьшению обратной нейтронной связи ЛБ → РБ примерно на пять порядков.

Из проведённого рассмотрения следуют два важных вывода.

Во-первых, создание запального импульсного реактора с топливом из ²³⁷Np, по крайней мере с нейтронно-физической точки зрения, не представляется неосуществимой задачей.

Во-вторых, использование такого запального реактора в ОКУЯН позволило бы существенно приблизить его энергетику к теоретическому пределу. В частности, примерно в 10-20 раз увеличить энергию и мощность импульса накачки в лазерном блоке демонстрационного образца ОКУЯН.

Вместе с тем, остаются ещё два важных вопроса, которые требует дополнительного обсуждения.

Первый из них, это вопрос о том, где взять необходимое для создания такого реактора количество ²³⁷Np (200-300 кг)?

Известно [13], что ²³⁷Np является искусственным изотопом с периодом полураспада 2,14×10⁶ лет и накапливается, как побочный продукт, при работе промышленных ядерных реакторов.

В реакторе на тепловых нейтронах по последовательности реакций:

а в реакторе на быстрых нейтронах за счёт реакции:

В работе [10] отмечается, что за один год работы легководного реактора АЭС с электрической мощностью 1 ГВт накапливатся ∼13кг ²³⁷Np относительно высокой изотопической чистоты.

В реакторе на быстрых нейтронах ²³⁷Np образуется в количестве, составляющем примерно 0,3% количества произведенного ²³⁹Pu [13].

Радиохимические методы выделения ²³⁷Np сегодня также известны. Таким образом задача получения ²³⁷Np в необходимых количествах, в принципе, не представляется неразрешимой.

Второй вопрос касается радиоактивности топлива из нептуния. Известно, что дочернее ядро α-распада ²³⁷Np - ²³³Pa является β-активным с периодом полураспада 27 суток, причем β-распад, идёт не только в основное состояние ядра ²³³ U, но и в возбуждённое, то есть с испусканием γ-квантов.

При этом удельная γ-активность топлива определяется, в основном, периодом полураспада ²³⁷Np и составляет около 0,7 Ки/кг.

Это соответствует мощности дозы на поверхности АЗ из ²³⁷Np (с учётом самопоглощения в топливе) на уровне 3 Р/час и может привести к определённым трудностям при её изготовлении и эксплуатации.

Однако эта мощность может быть существенно уменьшена с помощью достаточно простой радиационной защиты, так как энергия γ-квантов ²³³Pa сравнительно невелика (312 кэВ). Так, свинец толщиной 15 мм ослабляет поток таких γ-лучей примерно в 600 раз.

Таким образом, проблема радиоактивности топлива из ²³⁷Np также представляется вполне разрешимой.

Заключение

В работе проанализирован опыт работы демонстрационного образца ОКУЯН с запальным импульсным реактором из ²³⁵U ("Барс-6") стенда "Б" (ГНЦ РФ-ФЭИ).

Показано, что достигнутая в эксперименте энергетика демонстрационного образца ОКУЯН стенда "Б" значительно уступает теоретическому пределу.

Установлено, что причиной этого является сильная обратная нейтронная связь ЛБ → РБ при использовании запального импульсного реактора из ²³⁵U типа "Барс-6".

Предложен способ уменьшения обратной нейтронной связи путем замены ²³⁵U, используемого в качестве топлива запального импульсного реактора, на пороговый делящийся элемент ²³⁷Np.

Показано, что создание запального импульсного реактора из ²³⁷Np с нейтронно-физической и технологической точек зрения в настоящее время является осуществимой задачей.

Показано также, что использование такого импульсного реактора вместо реактора "Барс-6" позволило бы увеличить энергию и мощность импульса накачки в лазерном блоке демонстрационного образца ОКУЯН стенда "Б" примерно в 10-20 раз.

Из работы следует, что представляется целесообразной дальнейшая более детальная расчётная, конструкторская и технологическая проработка задачи создания многозонного импульсного реактора с топливом из ²³⁷Np с целью применения его в качестве запального реактора ОКУЯН.

В заключение авторы считают своим долгом выразить признательность Г.М.Бежунову за помощь при рассмотрении вопроса о радиоактивности топлива из нептуния.

Список литературы

1. Пупко В.Я. Работы по ядерным установкам для космоса. - Атомная энергия, 1996, т.80, вып.5, с. 357-361.

2. Бондаренко И.И., Ставиский Ю.Я. Импульсный режим работы быстрого реактора. - Атомная энергия, 1959, т.7, вып.5. с.417.

3. Дьяченко П.П. История исследований в области прямого преобразования ядерной энергии в энергию лазерного излучения. / В кн. : Государственный научный центр Российской Федерации - Физико - энергетический институт, 50 лет, Обнинск, 1996, с.40-58.

4. Дьяченко П.П., Еловский О.А., Прохоров Ю.А. и др. Реакторно - лазерный комплекс "Стенд Б". - Атомная энергия, 2000, т.88, вып.5, с. 337 -342.

5. Дьяченко П.П. О состоянии исследований в ГНЦ РФ-ФЭИ им. А.И.Лейпунского по прямому преобразованию энергии деления ядер в энергию лазерного излучения. - Труды конференции "Проблемы лазеров с ядерной накачкой и импульсные реакторы". ВНИИТФ, Снежинск, 2003, с.5 - 30.

6. Дьяченко П.П., Кухарчук О.Ф., Фокина О.Г., Щукин А.Н. Оптимизация параметров импульса накачки в реакторно-лазерной установке стенда "Б". - Труды конференции "Физика лазеров с ядерной накачкой и импульсные реакторы". ФЭИ, Обнинск, 2007, т.2, с..463-470.

7. Дьяченко П.П., Фокин Г.Н. Запальный реактор и параметры импульса накачки в реакторно-лазерной системе. - Атомная энергия, 2012, т.112, вып.5, с. 277-282.

8. Дьяченко П.П., Фокин Г.Н. Реакторно-лазерная установка с прямой накачкой осколками деления. Патент на изобретение RU 2502140 C1, 2012.

9. Леваков Б.Г., Лукин А.В., Магда Э.П. и др. Импульсные ядерные реакторы РФЯЦ-ВНИИТФ. - Снежинск: Изд-во РФЯЦ- ВНИИТФ, 2002.

10. Seifritz W., Wydler P. Criticality of Neptunium - 237 and its Possible Utilization in Nuclear Reactors. - Nucl. Sci. Engng., 1979, v.72, N2, p. 272-276.

11. Конев В.Н. Нептуний - 237. Свойства, структура сплавов и соединений. Препринт №11(68), М.: ВНИИНМ, 1981.

12. Колесов В.Ф. Апериодические импульсные реакторы. Монография, - Саров: ФГУП "РФЯЦ - ВНИИЭФ", 1999. Монография в 2 т. Издание 2-е переработанное и дополненное, - Саров: ФГУП "РФЯЦ - ВНИИЭФ", 2007.

13. Хайд Э., Перлман И., Сиборг Г. Ядерные свойства тяжёлых элементов. Вып.1. Трансурановые элементы. М.: Атомиздат, 1967.

Ключевые слова: Исследовательские реакторы, Нептуний, ФЭИ, Статьи

---

Другие новости:

НЭК погасила задолженность перед российским АО "Атомстройэкспорт" по проекту АЭС "Белене"

Задолженность полностью погашена 9 декабря.

Площадка Андхра-Прадеш в Индии наиболее вероятна для строительства новой АЭС с участием РФ

Решение об этом может быть финализировано до конца года.

Нововоронеж-6 пустят к середине января 2017 года

Комиссия завершит работу к 1 декабря.

---

---

---

---

Поиск по сайту: