• Главная страница
• Обратная связь
• Карта сайта

Кому нужен Изотоп 10В?

В.Д.Рисованый, директор отделения материаловедения и технологий ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР», д.т.н., член-корр. АТН РФ, профессор кафедры физики ДФ УлГУ

Замкнутый топливный цикл достаточно широко декларируется и реализуется во многих странах, например, во Франции. Создание же замкнутого цикла поглощающих материалов нами реализовано впервые в мире.
Разработки НИИАР по замкнутому циклу защищены тремя патентами Российской Федерации.

Постановка вопроса. Стратегия развития атомной энергетики России, как и во всем мире, по крайней мере, после 2030 года основывается на строительстве преимущественно ядерных реакторов на быстрых нейтронах. Одна из физических особенностей этих реакторов – использование в них ограниченного количества стержней управления и защиты (СУЗ), способных эффективно поглощать нейтроны с высокой энергией, свыше 1 МэВ. Теоретически в природе существуют только три химических элемента, которые могут быть для этого использованы – бор, европий и тантал. Как показали исследования, два последних элемента, хотя и обладают приемлемыми ядерно-физическими свойствами, имеют целый ряд ограничений. Для европия – это, прежде всего, высокая активность накапливаемых радионуклидов (¹⁵²Eu, ¹⁵⁴Eu, ¹⁵⁵Eu) с большим периодом полураспада (более 13 лет), что создает серьезные проблемы безопасной эксплуатации и обращения с отработавшими стержнями. Тантал характеризуется высоким энерговыделением, низкой радиационной и коррозионной стойкостью. И только соединения на основе бора, прежде всего, карбид бора, остаются, по существу, единственными материалами, от которых реально зависит развитие атомной энергетики на реакторах с быстрыми нейтронами.
Почему изотоп ¹⁰В? Ядерно-физические свойства бора поистине уникальны (см. монографию «Бор в ядерной технике» издательства НИИАР, 2003 г.). Природный бор состоит из двух изотопов ¹⁰В и ¹¹В с содержанием 19,8% и 80,2%, соответственно. При этом ¹⁰В характеризуется самым высоким, из всех известных изотопов и элементов таблицы Менделеева, сечением поглощения нейтронов высокой энергии, не образуя при этом новых нейтронов. Поэтому в стержнях аварийной защиты (АЗ) всех ядерных реакторов на быстрых нейтронах всегда использовался, используется и будет использоваться бор с высоким (более 80%) обогащением по изотопу ¹⁰В в различных соединениях, например, в форме карбида бора (В_хС, где _х=4…10).
   Проблема. Лидером в производстве изотопа ¹⁰В является США. Судя по публикациям, он также производится в Германии, Великобритании, Франции, очень вероятно в Китае и Японии. Например, только в США под программу «звёзд  войн» в 1980-е годы были созданы мощности по производству до 10000 кг изотопа ¹⁰В в год (большинство из них законсервированы). Реальные же потребности, по нашим оценкам, не превышают в последние годы 500 кг в год. В то же время, рыночная цена изотопа  ¹⁰В постоянно возрастает и сильно зависит от количества покупаемого материала и его обогащения. Например, в 1995 г. – 200 кг порошка бора 80%-го обогащения по изотопу  ¹⁰В можно было купить по цене 2–3 тыс. $ США/кг. По последней информации, она возросла в несколько раз… К сожалению, из-за небольшого количества поставщиков, специфического использования изотопа ¹⁰В, цена на него формируется, исходя из конъюнктуры, а порой политической целесообразности. И Россия не должна от этого зависеть. Пускай для реактора БН-600 ежегодно требуется 10–15 кг В₄С (80%¹⁰В). Но без него реактор будет остановлен. Поэтому «шантаж» вполне реален, так как  в России отсутствует производство обогащения бора по изотопу ¹⁰В. После распада Советского Союза оно осталось в Грузии, на бывшем предприятии Министерства Среднего Машиностроения – Институте стабильных изотопов (ныне национальный Центр Высоких технологий Грузии). И поныне это предприятие остается основным поставщиком в Россию материалов на основе изотопа ¹⁰В. Таким образом, сохраняется зависимость эксплуатации ядерных реакторов на быстрых нейтронах от зарубежных поставок, что абсолютно недопустимо для страны, претендующей на мировое лидерство в области развития ядерных реакторов на быстрых нейтронах. Разговоры о создании отечественного производства активно ведутся в последние годы, но до сих пор в России оно не создано. Предложения нашего института о создании такого  производства направлены руководству Росатома еще в 2005 году. Окончательного решения пока нет. Могу только заверить, что наш вариант производства по обогащению бора изотопами ¹⁰В и ¹¹В наиболее реалистичен и эффективен, так как основан на многолетнем опыте и не требует НИОКР. Производство создается за 2–3 года и окупается за 3–4 года при условии гарантированной ежегодной реализации 200 кг.

Эту проблему необходимо решить в самые ближайшие годы, т.к. под угрозой может оказаться пуск в эксплуатацию энергетического ядерного реактора на быстрых нейтронах БН-800, выход которого на мощность запланирован в 2012 году, и для которого необходимо на порядок больше карбида бора высокого обогащения по изотопу ¹⁰В по сравнению с годовой потребностью реактора БН-600. К тому же, кроме атомной промышленности, изотоп ¹⁰В необходим для использования в космической технике, медицине, а изотоп ¹¹В высокой чистоты (99,9999%) – в электротехнической промышленности как полупроводник с уникальными свойствами.
            Решение проблемы. При решении данной проблемы необходимо учитывать несколько факторов. Прежде всего, определиться с объемами производства изотопа ¹⁰В и эффективным его использованием, т.к. стоимость, например, 1 кг порошка бора с 90%-м обогащением по изотопу ¹⁰В может достигать 16¸20 тыс. $ США (по запросу в 1 кв. 2006 г. «Eagle Picher», США – мирового лидера в производстве изотопа ¹⁰В). По нашим данным, через 3–4 года России (не только Росатому, но и предприятиям других отраслей) потребуется производство по обогащению изотопа ¹⁰В производительностью не менее 200 кг в год с одновременной реализацией замкнутого цикла его использования в ядерных реакторах на быстрых нейтронах (рис. 1). И если первая проблема требует своего практического решения, то вторая задача нами успешно реализована на действующих реакторах БН-600 и БОР-60.



Замкнутый цикл в использовании изотопа ¹⁰В. Актуальность работ по созданию замкнутого цикла в использовании бора с высоким обогащением по изотопу ¹⁰В впервые широко обсуждалась в 1983 году в г.Обнинске, где состоялось заседание Технического комитета МАГАТЭ по проблемам стержней СУЗ ядерных реакторов на быстрых нейтронах. Специалистами Японии был сделан доклад о возможности очистки облученного карбида бора от радионуклидов с использованием фторной технологии. Но, как выяснилось позднее, из-за возникших технических трудностей и больших финансовых затрат поставленная задача не была решена. В конце 1990-х годов исследования по переработке облученного карбида бора проводились в ФЭИ, которые также не были завершены. Перевод карбида бора в газообразный фторид бора не позволял полностью «очиститься» от радионуклидов, в частности европия.
            В инициативном порядке работы по рефабрикации облученного карбида бора были начаты в Государственном научном центре Российской Федерации «Научно-исследовательском институте атомных реакторов» (г.Димитровград, Ульяновская обл.) в 1992 году и были связаны с необходимостью изготовления стержней СУЗ для реактора на быстрых нейтронах БОР-60, расположенного на площадке института. Позднее эти работы были поддержаны Фондом технологических разработок Министерства науки и технологии Российской Федерации (1994–1996 гг.) и вошли в Федеральную целевую программу «Национальная технологическая база» на 2002–2006 гг., утвержденную постановлением Правительства РФ от 08.11.2001 г. № 779 (п.86 мероприятий Программы).
            Изначально ставилась задача очистки облученного карбида бора из отработавших стержней СУЗ от радионуклидов до фоновых значений, что позволяло бы получаемый материал повторно использовать в стержнях СУЗ. Наличие такой возможности было обосновано экспериментально проведенными исследованиями. Было показано, что после эксплуатации в режиме АЗ среднее выгорание изотопа ¹⁰В не превышает 2% при допустимом до 20%. Кроме того, существует возможность увеличения плотности таблеток на 8¸10%. Таким образом, без дообогащения выгоревшего бора облученные таблетки карбида после очистки от радионуклидов могут, как минимум, 10 раз повторно использоваться в стержнях СУЗ, ресурсные характеристики которых ограничиваются радиационной стойкостью конструкционных материалов.
            Первоначально был выполнен большой комплекс исследований, направленный на поиск эффективной очистки – глубокая дезактивация раздробленного мелкодисперсного порошка, фторирование и т.д. К практическому использованию была рекомендована хлорная  переработка В₄С+3Cl₂®2BCl₃­+C (рис. 2) или B₄C+3CCl₄®4BCl₃­+4C с переводом трихлорида бора в борную кислоту BCl₃+3H₂O®H₃BO₃¯+3HCl, а борную кислоту в карбид бора 2H₃BO₃+3C®B₄C+3CO₂+3H₂­.



Проходя через специальные фильтры, трихлорид бора и последующие соединения имеют фоновые значения по мощности экспозиционной дозы, при обращении с ними не требуется специальная защита (табл. 1).
Таблица 1. Активность образцов облученного карбида бора и продуктов его переработки

Продукт	Масса, кг	Активность радионуклидов, Бк
		152Eu	154Eu	134Cs	137Cs
Обломок облученной таблетки	0,0052	29000	45200	2900	13900
Насыщенный раствор Н3ВО3	1,0	–	–	–	–
Оксид бора В2О3	1,5	–	–	–	–

            К настоящему времени переработаны все отработавшие стержни СУЗ реактора БОР-60, и с 1996 г. реактор полностью переведен на стержни с рефабрицированным карбидом бора.
            Стержни СУЗ нового поколения. В 1999 году в НИИАР было изготовлено два опытных стержня АЗ с рефабрицированным карбидом бора для реактора БН-600 для Белоярской АЭС (рис. 3).



Проект стержней был осуществлен ОКБМ, поглощающих элементов с рефабрицированным В₄С – НИИАР. Стержни успешно отработали назначенный ресурс, и с 2006 года данным изделиям была присвоена литера О₁. Это позволяет полностью перейти на изделия с комплектующими российского производства, устранив зависимость от зарубежных поставок. Одновременно были решены еще две чрезвычайно важные задачи – освобождение бассейна выдержки от отработавших стержней и создание конструкций стержней с повышенными ресурсными характеристиками.
Таким образом, в результате проведения в период 1992–2006 гг. научно-исследовательских, опытно-конструкторских и технологических работ решена важная задача – впервые в России создано производство обогащенных по изотопу ¹⁰В материалов из отработавших стержней СУЗ в объемах, достаточных для обеспечения потребности атомной энергетики страны на ближайшие годы, по крайней мере, до пуска реактора БН-800 в эксплуатацию.
   Мировая новизна. Создан замкнутый цикл в использовании поглощающих материалов на основе изотопа ¹⁰В. И данный подход должен быть реализован для всех проектируемых и строящихся реакторов на быстрых нейтронах, включая БН-800, БН-1600, БРЕСТ, СВБР, ИМБИР.
            Экономическая эффективность. Методики расчета  стоимости замкнутого цикла могут быть самые разные. Например, можно принять к сведению риски за остановку и простой реактора из-за отсутствия изотопа ¹⁰В. По самым скромным подсчетам, их стоимость не ниже 25 млн $ США.

назад