Тритий не лишний

Фронт работ для изотопа будущего

Справка

Что такое тритий?

Тритий — один из трех изотопов водорода (два других — протий и дейтерий). Это радиоактивный изотоп с атомной массой 3,02 а. е. м., источник «мягкого» бета-излучения с периодом полураспада 12,3 года. Он был открыт Эрнестом Резерфордом, Маркусом Олифантом и Паулем Хартеком в 1934 году. По своим физическим и химическим свойствам тритий похож на обычный водород: в нормальных условиях это легкий бесцветный газ.

В природе тритий образуется в верхних слоях атмосферы, это происходит, когда частицы космического излучения сталкиваются с ядрами атомов азота, кислорода и аргона, а также при расщеплении ядер различных элементов космическими лучами большой энергии. Однако количество природного трития небольшое. Промышленный тритий нарабатывают в ядерных реакторах, облучая литий-6 нейтронами.

Ядерные батарейки разработки ВНИИНМ в прошлом году стали известны всей стране — сюжеты и статьи о чудо-батарейках вышли на нескольких федеральных каналах и в крупных СМИ. Журналисты фантазировали, как будет выглядеть готовая батарейка и какие возможности она дает.

Ядерная батарейка — это бета-вольтаический источник питания на основе трития, в котором энергия бета-излучения с помощью полупроводникового преобразователя превращается в электричество. Такой источник был разработан во ВНИИНМ в кооперации с несколькими отечественными организациями. Эти батарейки не очень мощные, зато могут долго работать в экстремальных условиях: при очень низких или очень высоких температурах, в глубоком вакууме, при механических нагрузках. Поэтому основные сферы применения тритиевых батарей — это области, где нужен стабильный источник питания, работающий длительное время в труднодоступных для замены местах. В первую очередь это, конечно, космос — такая батарея сможет обеспечить энергией все самые важные системы космического аппарата. Она может работать вместе с химическими источниками тока, постоянно подзаряжая их. Кроме этого, такие батареи будут полезны в авиа- и ракетостроении. «Главное конкурентное преимущество тритиевых батарей, по сравнению с химическими, заключается в их большой удельной электрической емкости, а также в устойчивости к большим перепадам температур. Выходу трития из источника будут способствовать только очень высокие температуры до нескольких сотен градусов. А особенность полупроводниковых преобразователей заключается в том, что в области низких температур у них КПД преобразования даже увеличивается, в отличие от химических источников тока. Поэтому в области отрицательных температур эти батарейки будут себя достаточно уверенно чувствовать», — рассказывает начальник научно-исследовательского отдела разработки технологии и оборудования для получения изотопов и изотопной продукции АО «ВНИИНМ» Александр Аникин.

Во ВНИИНМ действует цикл изготовления тритиевых источников бета-излучения и сборки батарейки. Технологический процесс состоит из множества стадий, включая промежуточный контроль качества. Определение содержания трития в продукции и мощности потока бета-частиц осуществляется радиометрическим и радиолюминографическим методами. Для получения корректных результатов были разработаны и аттестованы соответствующие методики измерения. После изготовления источников бета-излучения происходит финальная сборка батарейки: бета-источник монтируют с полупроводниковым преобразователем в едином корпусе, причем в состав готового изделия может входить несколько пар «бета-излучатель — полупроводник». Уже выпущена и прошла все испытания опытная партия батареек.

Сейчас срок службы тритиевой батареи оценивается в 10–15 лет. «Однако мы не исключаем, что она может проработать в 2 раза дольше, потому что одно дело, когда эти полупроводники используются на свету для преобразования солнечного света в электрический ток, а другое дело, когда на них воздействует только бета-излучение трития, и никаких других факторов нет», — объясняет Александр Аникин.

В России такой тритиевый источник питания аналогов не имеет, а вот за рубежом подобные батарейки выпускают многие компании. Одна из самых известных — американская CityLabs. При этом мощность потока бета-частиц в российских батареях в среднем в 2–2,5 раза выше, чем в американских. Правда, пока отечественное устройство уступает американскому по КПД преобразования — в нем принципиально используются только российские комплектующие, а полупроводники российского производства по качеству проигрывают зарубежным. Но разработчики видят в этом потенциал для развития.

«Полупроводниковая промышленность сегодня развивается семимильными шагами, и КПД преобразования бета-излучения постоянно увеличивается. Так что после появления полупроводников с коэффициентом полезного действия 15 % и выше, возможно, у игроков рынка литийионных элементов появится повод для беспокойства», — считает Александр Аникин.

Батарейка в цифрах

200 нВт мощность

1 мкВт/см2 мощность источника бета-излучения

200–300 тыс. руб. примерная стоимость

На помощь термояду

Управляемая термоядерная реакция — давняя мечта человечества: это откроет доступ к практически неисчерпаемому источнику энергии. Почему неисчерпаемому? Потому что в основе термоядерного синтеза лежит процесс слияния при очень высоких температурах легких ядер изотопов водорода — дейтерия и трития, а водорода на Земле очень много. В результате их слияния образуется более тяжелое ядро и выделяется энергия.

Именно СССР стал пионером работ по изучению управляемого синтеза. Эти работы в 2021 году получили новый импульс: в состав комплексной программы «Развитие техники, технологий и научных исследований в области использования атомной энергии в РФ на период до 2024 года» (РТТН), утвержденной в начале года, вошел федеральный проект «Термоядерные и плазменные технологии». Он содержит пять крупных подразделов, один из которых — разработка концептуального проекта гибридного реактора.

ВНИИНМ ведет несколько направлений в работе с тритием, так или иначе связанных с термоядерными технологиями. Одно из последних — работы для экспериментального термоядерного реактора «Игнитор», который создается сейчас в Троицке под руководством АО «ГНЦ РФ ТРИНИТИ» и на его площадке. В этом проекте ВНИИНМ занимается разработкой технологического тритиевого цикла, т. е. топливного контура реактора. Для осуществления термоядерной реакции в плазменную камеру «Игнитора» будет подаваться смесь дейтерия и трития. После завершения реакции тритий (а это довольно дорогой изотоп) нужно снова вернуть в топливный цикл. Но прежде его нужно выделить из смеси — своеобразного «бульона», в котором есть еще гелий, а также углеводороды, аммиак, пары тритий-содержащей воды. Для эффективности топливного цикла требуется выделить как можно большее количество трития, при этом обеспечив безопасность процесса, ведь тритий — высокотоксичный изотоп. «Таким образом, задача АО «ВНИИНМ» в этом проекте состоит в обеспечении многократного использования трития при эксплуатации «Игнитора», его химической и изотопной очистке от всех сопутствующих примесей и надежной утилизации образующихся радиоактивных отходов», — поясняет Александр Аникин.

Как известно, многие конструкционные материалы после взаимодействия с водородом меняют свои механические свойства. При этом все химические соединения трития по своим свойствам близки аналогичным соединениям обычного водорода, протия, и в материалах эти изотопы легко замещаются один на другой. Поэтому тритий широко используется в качестве радиоактивной метки. Специалисты изотопного отделения ВНИИНМ, используя высокочувствительные приборы, исследуют и сравнивают показатели распределения и накопления трития в конструкционных материалах, которые планируется применять в активной зоне реакторов — в том числе управляемого термоядерного синтеза. Цель этих исследований — дать обоснование целесообразности использования тех или иных материалов новых реакторов, а также помочь в модернизации существующих атомных реакторов.

Справка

Как измерить тритий? Четыре метода:

  • Радиолюминография — метод анализа скрытого изображения, которое образуется на пластине, покрытой люминофором, под воздействием бета-излучения трития. Сам тритий находится на поверхности образца и «отпечатывается» при контакте образца с пластиной. Скрытое изображение выявляется с помощью специального лазерного сканера, а затем с помощью программы анализируется на контрастную неоднородность.

 

  • Метод жидкостной сцинтилляции основан на свойстве некоторых веществ светиться под действием радиоактивного излучения. Растворяя эти вещества в специальном растворителе и добавляя сцинтиллятор, получают пробу для анализа. С помощью сцинтилляционных радиометров можно определять с хорошей точностью даже незначительные количества трития, приближающиеся к природному фону.

 

  • Третий метод основан на регистрации тормозного рентгеновского излучения. При движении бета-частиц трития в любой среде в результате их торможения и рассеяния образуется так называемое тормозное рентгеновское излучение, обладающее значительно большей проникающей способностью, чем бета-частицы. Используя специальные сверхнизкоэнергетические гамма-детекторы, чувствительные к тормозному рентгеновскому излучению, можно обнаруживать тритий в глубине материала.

 

  •  Радиометрические методы основаны на измерении ионизационного тока, возникающего при взаимодействии бета-частиц трития с молекулами воздуха или других газовых смесей. Во ВНИИНМ есть ионизационные камеры для измерений трития в газовой среде и в твердом агрегатном состоянии.

Найти и обезвредить

Сейчас в России в активной стадии находятся два проекта абсолютно новых типов реакторов — реактор на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300 и жидкосолевой реактор. Обе этих установки будут играть ключевую роль в замыкании ядерного топливного цикла. Конструкции обоих реакторов имеют принципиальные различия с уже существующими реакторами, поэтому вопросы обращения с тритием тут требуют специфического подхода.

Старт проекту ЖСР был дан в конце 2019 года, и ВНИИНМ в нем отвечает за создание топливного цикла: изготовление, переработку топлива и обращение с радиоактивными отходами. Жидкосолевой реактор — первый подобный реактор в России (его запуск запланирован на 2031 год), и ученым изотопного отдела предстоит ответить на целый ряд нетривиальных вопросов. Как тритий будет образовываться в жидкосолевом реакторе? В каких химических формах существовать? По каким каналам и куда идти? Как его лучше отводить и очищать?

По своему принципу действия реактор ЖСР уникален — это гомогенный реактор, то есть топливо и теплоноситель в таком реакторе находятся в одном агрегатном состоянии, которое представляет собой многокомпонентный солевой расплав. В качестве теплоносителя в нем выступает расплав так называемой несущей соли, не содержащей делящихся материалов, а в качестве ядерного топлива — растворенные в несущей соли фториды урана и других делящихся элементов. Главные кандидаты на роль носителей для топлива — две соли: LiF-BeF2 и LiF-NaF-KF, и в состав обеих входит литий. А литий — прекрасное сырье для наработки трития. «В реакторах ВВЭР тритий тоже нарабатывается, это происходит в результате реакции тройного деления атомов урана, но в жидкосолевых реакторах наработка трития будет в разы больше: в этом процессе будут участвовать все основные элементы несущей соли и теплоносителя, так как они содержат литий. А если в качестве несущей соли будет выбрана соль на основе фторидов лития и бериллия (ФЛАЙБ), то тритий будет нарабатываться еще и из бериллия», — объясняет Александр Аникин.

Тритий образуется в газообразной форме и, переходя в форму фторида, способен вызывать коррозию конструкционных материалов. Сейчас изучается несколько методов предотвращения разрушающего воздействия на них трития и его соединений. Предполагается, что активная зона реактора будет продуваться инертным газом, скорее всего гелием с добавками водорода, в результате чего газовая среда активной зоны станет восстановительной, что будет препятствовать коррозии.

«В 2020 году во ВНИИНМ была разработана принципиальная схема и обоснованы все основные стадии системы газоочистки от газообразных продуктов деления и трития. Основные элементы — радиоактивные изотопы криптона, ксенона и тритий. После переработки этой смеси и выделения основных компонентов гелий, которым и продувается активная зона, можно будет вернуть обратно в контур», — рассказывает Александр Аникин.

Для предварительных экспериментов и обоснования теории ученые ВНИИНМ будут использовать имитаторы — стабильные изотопы ксенона и криптона, а вместо радиоактивного трития в ряде случаев можно будет применять аналогичный по свойствам дейтерий. Также во ВНИИНМ проводятся исследования взаимодействия трития с конструкционными материалами и расплавами солей.

Второй уникальный проект в мировом реакторостроении — БРЕСТ-ОД-300. Это первый в мире быстрый реактор со свинцовым теплоносителем. В феврале 2021 года Ростехнадзор выдал лицензию на строительство реактора. Для активной зоны БРЕСТа ВНИИНМ тоже проведет моделирование поведения трития. Казалось бы, задача, схожая с проектом ЖСР. Однако в БРЕСТе будут совсем другие конструкционные материалы, и активная зона будет организована тоже по-другому. В БРЕСТе, в отличие от ЖСР, лития не будет. Источниками образования трития там послужат реакции тройного деления (они есть во всех реакторах), а также азот-14, входящий в состав СНУП-топлива.

Для того чтобы свинец, который используется в БРЕСТе в качестве теплоносителя, не разъедал оболочку твэлов, в него вводится небольшое количество кислорода, в результате чего образуется тонкий оксидный слой. Тритий, попадая в свинец, может окисляться до воды и локализоваться в свинцовом контуре. «Мы исследуем химическое взаимодействие трития с оксидным слоем, а именно изучаем, может ли тритий восстанавливать оксиды железа и тем самым способствовать коррозии оболочки твэлов. Кроме того, мы исследуем взаимодействие трития с конструкционными материалами активной зоны и парогенератора: рассчитываем коэффициент диффузии трития и другие параметры. В результаты мы подготовим заключение, в котором подробно опишем эти процессы, их возможные риски и последствия, и выдадим соответствующие рекомендации по эксплуатации реакторной установки», — объясняет Александр Аникин. Кроме того, для всех стадий изучаются формы существования трития, его поведение после образования и способы утилизации. Конечная цель — обоснование безопасности эксплуатации реактора.

Технологии обращения с тритием давно известны, работы с этим материалом ведутся уже более полувека. Однако исследования в контексте поведения этого изотопа ни в жидкосолевых реакторах, ни в быстрых реакторах со свинцовым теплоносителем в России еще не проводились — здесь ВНИИНМ выступает пионером.

«Все эти процессы достаточно сложные, в том числе с точки зрения безопасности, и требуют основательного подхода. Большинство этих процессов исследовалось и раньше, однако собрать их все воедино и сделать так, чтобы схема работала максимально эффективно, — в этом наша задача», — заключает Александр Аникин.