Развитие комплексного использования пугр

для радиационных технологий

Авторы: Генеральный директор ГХК, канд.техн.наук. В.В.Жидков,

зам. Главного инженера ГХК А.А.Устинов,

Начальник Радиационно-технологического центра (РТЦ) ГХК
канд.техн.наук, доцент В.П. Малый,

Инженер-физик Радиационно-технологического

центра (РТЦ) ГХК Е.В.Хайдуков

Инженер-физик Производственно-экспериментальной лаборатории Реакторного завода ГХК Д.Н.Лыков

Докладчик начальник РТЦ ГХК,

канд.техн.наук, доцент МАЛЫЙ Виталий Петрович

Изначально промышленные уран-графитовые реакторы (ПУГР) проектировались
и строились как одноцелевые установки для преобразования природных “небомбовых” ядер ₉₂U²³⁸ в высокоэффективные для изготовления ядерных боеголовок искусственные ядра ₉₄Pu²³⁹.
В работе описаны результаты усилий специалистов ГХК и ряда других предприятий по переходу от моноцелевого – к комплексному использованию ПУГР для таких радиационных технологий как оптимальная выработка тепловой и электрической энергии с попутной наработка ₉₄Pu²³⁹, нейтронное легирование полупроводниковых приборов (ППП), нейтронно-активационный анализ элементного состава промышленных, экологических, сельскохозяйственных и др. объектов, “нейтронное окрашивание” драгоценных камней, гамма-нейтронная обработка электро-радиоизделий (ЭРИ) для космических аппаратов, производство радиоизотопов “углерод-14”, “молибден-99”, “хром-51”, гамма-нейтронная обработка сырья в активной зоне реактора для последующего синтеза ультрадисперсных материалов, алмазов и керамических материалов и пр.

Промышленные уран-графитовые ядерные реакторы (ПУГР) после постановки в СССР “Атомной проблемы” изначально конструировались и строились для решения исключительно этой важнейшей оборонной задачи (создание атомной бомбы), конкретно - для осуществления в промышленных масштабах процесса нейтронной трансмутации (конверсии) ядер урана-238 в ядра оружейного (“бомбового”) плутония-239: [₉₂U²³⁸](n,2b)[₉₄Pu²³⁹].

Ядерный реактор в этом случае используется только как источник “трансмутационных нейтронов”, образующихся в самоподдерживающейся цепной реакции деления, главным образом, урана-235. Из всех продуктов этой основной реакции предполагалось использовать только нейтроны, которые после замедления до резонансного энергетического диапазона
(6,7...2 000 эВ) интенсивно участвовали в реакции преобразования стартового нуклида ₉₂U²³⁸ в целевой изотоп ₉₄Pu²³⁹.

Тепловая энергия, выделяемая в тепловыделяющих элементах с сердечниками из естественного металлического урана и в графитовой кладке - замедлителе нейтронов, сбрасывалась как отход в окружающую среду с охлаждающей водой, прокачиваемой через технологические каналы (ТК) “напроток”.

Также не использовались в каких-либо прикладных или научных целях ни гамма-излучение, ни нейтроны (по неконверсионному назначению), ни, тем более, нейтрино. Однако уже в начале 70-х годов появились первые реализованные проекты неодноцелевого “комплексного” использования ПУГР и первый среди них - реактор АДЭ-2 ГХК (пуск в 1964 году). Тепло с этого ЯР используется для выработки электрической энергии и нагрева сетевой воды, которая с 1966 года подается для горячего водоснабжения и отопления жилого массива, школ, больниц, промышленных предприятий. Использование энергии деления ядра для нагревания воды с целью отопления и горячего водоснабжения стотысячного города впервые в мире осуществлено именно на ГХК.

Таким образом, “комплекс” тогда включал всего две функции, а именно: (наработка оружейного плутония) + (производство отопительного тепла и электроэнергии). Но это был первый и важнейший шаг на пути к истинно комплексному, многоцелевому использованию ПУГР, потенциальные возможности которого в этом отношении весьма велики. В частности, вблизи активной зоны реактора АДЭ-2 с 1985 года высокоэффективно работает научное оборудование РНЦ “КИ” для изучения одной из наиболее загадочных частиц - “реакторного” нейтрино (антинейтрино). Уникальность (в мировом! масштабе) условий для проведения [6] нейтринных исследований - это подземное расположение реактора. Актуальность работ по развитию комплексного использования ПУГР поддерживалась в России, как видно, с самых различных сторон.

В дальнейшем усилия специалистов комбината были направлены [1,2] на оптимизацию параметров одно- и двухцелевого использования ПУГР и последующему развитию более комплексного их использования для целого ряда различных радиационных технологий, связанных с проведением ядерных, молекулярных или кристаллических преобразований в объектах (стартовых мишенях) разного назначения.

Главной целью проведенных научно-исследовательских работ являлось научное и практическое решение проблемы оптимизации параметров активной зоны ПУГР для выработки тепловой и электрической энергии и для накопления целевого изотопа ₉₄Pu²³⁹ из стартовой мишени ₉₂U²³⁸.

Другими целями из числа достигнутых являлись:

- решение проблемы обеспечения радиационных технологий источниками ионизирующих излучений путем использования для этих целей нейтронных и гамма-полей российских ПУГР;

развитие радиационных технологий (в том числе и НАА) в Красноярском крае на основе ПУГР, а также с использованием хранилищ отработавшего топлива на изотопно-химическом заводе РТ-2.

В процессе работ впервые были систематизированы основные направления развития комплексного использования российских ПУГР для радиационных технологий, что в целом представляет собой разработку основ нового подхода при создании проектов ядерных установок будущего.

Впервые получены следующие, представляющиеся важными результаты исследований и разработок:

1 С применением наиболее современных средств теории управления, базирующихся на формализме принципа максимума Понтрягина, получены новые результаты в области оптимизации энергораспределения (ЭР) ПУГР. Теоретически и технически (методом “оперативного профилирования”) решена задача оптимизации аксиального ЭР с использованием оперативного запаса реактивности в качестве управляющего воздействия.

2 Теоретически обоснованы и экспериментально подтверждены принципы использования нейтронно-физических свойств воды для использования ее в качестве управления в оптимизационной задаче достижения максимума производства энергии или “оружейного” плутония в ПУГР. Разработанные оригинальные стержне-жидкостные регулирующие сборки (С-ЖРО) типа ГИДРОСУЗ-2 и ГИДРОСУЗ-3, защищенные рядом авторских свидетельств на изобретения, внедрены на всех реакторах предприятия.

3 Предложены и научно обоснованы [1] с применением современных программных комплексов принципы “стационарного” выравнивания аксиального ЭР, связанные с “физическим профилированием”, а именно, выравнивание за счет оптимизации соотношения размеров “отражатель/активная зона”, а также за счет применения специально сформированных загрузок ТК обогащенными твэлами (АВК-П) и(или) “регенератными” твэлами (АВК-Р).

4 Предложены и теоретически обоснованы модели и принципы комбинированного (оперативное+физическое профилирование) метода выравнивания аксиального ЭР и локального радиально-аксиального распределения температуры графитовой кладки в зависимости от конкретных нейтронно-физических параметров того или иного ПУГР.

5 После подробного изучения пространственных и энергетических параметров нейтронных полей внутри и вблизи активных зон действующих реакторов впервые научно обоснована, предложена и реализована [3, 9] концепция освоения нейтронно-активационного анализа (НАА) элементного состава на ПУГР.

6 Предложена и научно обоснована концепция расширения возможностей нейтронно-активационного метода путем активации элементов тепловыми, быстрыми и эпитепловыми нейтронами разных энергетических групп одним источником за счет специально созданных нейтронно-энергетических фильтров.

7 Предложена [7, 8] оригинальная классификация методов радиационной обработки ППП и доказана эффективность их использования в космической технике.

8 Предложена и экспериментально доказана эффективность радиационной обработки фото-преобразователей (ФП) солнечных батарей бортового питания космических аппаратов (КА).

9 Предложена и теоретически обоснована [8, 10] концепция и определены физико-технические параметры комплексной радиационной обработки ППП и ФП солнечных батарей, обеспечивающей:

- повышение радиационной стойкости ППП к действию интегральной дозы радиационных поясов Земли от 2 до 10 раз,

- повышение на порядок стойкости больших интегральных схем к действию солнечных и галактических космических излучений,

- уменьшение в 2...3 раза разброса электрических параметров ППП,

- повышение надежности ППП в 2 ... 10 раз,

- снижение радиационных потерь солнечных батарей в 2 раза.

Теоретические положения разработанных нетрадиционных и частично известных методов оптимизации параметров ПУГР для их комплексного применения в радиационных технологиях и предложенные на их основе принципы технической реализации оптимизирующих управлений имеют обобщенный характер и могут быть применены для решения подобных задач и на других реакторных установках.

В Красноярском аграрно-промышленном регионе на базе ПУГР ГХК разработаны и внедрены [3] в практику методики НАА самых разных объектов: высокочистых веществ; технологических продуктов; геологических образцов; объектов природной среды и др. Это повысило уровень аналитического обеспечения потребностей промышленных предприятий и научных учреждений и способствовало решению важных народнохозяйственных задач региона.

Практическая ценность работ состоит также в решении конкретных научно-технических проблем, связанных с обеспечением стойкости и надежности бортовой радиоэлектронной аппаратуры КА. По результатам работы экспериментально доказана [5, 7, 10, 12] возможность повышения за счет нейтронной обработки стойкости и надежности КМОП-микросхем.

Разработанные методы радиационной обработки ППП позволят значительно поднять надежность, ресурс и целевую эффективность отечественных КА. В настоящее время выпущен соответствующий государственный руководящий документ “РД 11 0966-98” и начато промышленное использование радиационной обработки ППП.

В результате реализации проделанных работ созданы основы создания нового наукоемкого высокотехнологического производства на базе имеющихся мощностей ГХК и НПО ПМ с привлечением многих других ведущих научных, исследовательских и промышленных организаций России, а в перспективе - и зарубежных. Созданы предпосылки для повышения технико-экономической эффективности российской космической, авиационной и радиоэлектронной техники.

В заключение отметим, что бурный интерес к развитию гамма-нейтронных технологий “невоенного” характера хорошо согласуется с известным, хотя быть может и не вполне бесспорным, высказыванием генерального директора МАГАТЭ Х.Бликса в своем выступлении на заседании Генеральной Ассамблеи ООН о том, что “практическое применение радиоизотопов и других методов ядерной технологии в таких областях, как сельское хозяйство, медицина и промышленность, является даже более важным, чем использование ядерной энергии в качестве источника тепловой и электрической энергии”.

Выполненные на ГХК работы открывают перспективу комплексного практического использования ПУГР для развития ортодоксальных и новых радиационных технологий, нейтронно-активационного анализа в России с целью обеспечения энергетических, радиационно-технологических и аналитического задач регионов размещения ПУГР, а в перспективе ‑ в регионах с реакторными установками других типов.