Фактически уже с первых лет изучения нейтрона стало известно, что он стабилен лишь в составе ядер атомов химических элементов, тогда как вне этих ядер атомов (т.е. в свободном состоянии) нейтрон радиоактивен, являясь излучателем β-частиц (электронов) и саморазлагаясь с выделением энергии на протон и электрон по уравнению
где «Э» - энергия, испускаемая в количестве 0,784 мегаэлектронвольта (на 1 акт распада) в виде электрически нейтральной частицы с практически нулевой массой – антинейтрино [1,3,7 и др.]. Период полураспада нейтронов в этом процессе составляет Т ½ ≈ 13 ÷ 16 минут.
С точки зрения энергетики этот процесс и сегодня вряд ли представляет самостоятельный интерес, т.к. в процессе происходящего в ядерных реакторах распада (при поглощении нейтрона) атома, например, легкого изотопа урана «U-235» удельное количество выделяющейся энергии составляет ~ 214 Мэв, т.е. в ~ 273 раза больше (хотя в пересчете на 1 нуклон эти величины сопоставимы, т.к. при распаде урана-235 эта энергия составляет ~ 214 : (235 + 1) = 0,907 Мэв, т.е. лишь в 0,907 : 0,784 ≈ 1,157 раза или на всего лишь ≈ 16% больше, чем при β-распаде свободного нейтрона).
Существенно более значимым, как представляется, является другой аспект этого процесса – физико-химический.
Образующийся в процессе β-распада свободного нейтрона протон «p+» является, как известно, ядром легкого изотопа водорода – протия, т.е. с физико-химической точки зрения, по существу, положительно заряженным ионом (катионом) водорода «Н+». Взаимодействуя с одновременно образующимся при β-распаде нейтрона электроном «е-» или с другим электроном из окружающей среды (например, из электронного газа металлов), катион водорода преобразуется в химически чрезвычайно активный атомарный водород, являющийся сильнейшим восстановителем. Возможно также последующая рекомбинация 2-х атомов водорода в молекулярный водород «Н2».
Естественно, в процессе этого «НПВ» - преобразования (Нейтрон→Протон→Водород) находящийся в любом из рассматриваемых состояний водород не может не взаимодействовать с окружающей его средой, постепенно вызывая соответствующее изменение отдельных ее свойств или образуя с отдельными компонентами этой среды другие химические соединения (вплоть до получения на заключительной стадии высших гидридов этих веществ).
Рассматривая изменение физических свойств свободного нейтрона в процессе «НПВ» - преобразования, нельзя также не обратить внимание и на следующее обстоятельство. Известно, что линейный размер нейтрона «n» (как и протона «p») оценивается величиной ~ 0,8 х 10-13 см, а радиус ядра протия ≈ 1,5 х 10-13 см (т.е. в~два раза больше), в то время как радиус иона водорода «Н+», определенный экспериментальным путем [4,7 и др.], равен 1,54 ангстрема, т.е. 1,54 х 10-8 см. Иными словами, радиус иона водорода в (1,54 х 10-8) : (0,8 х 10-13 ) ≈ 2 х 105 (двести тысяч) раз больше линейного размера нейтрона, а объемный размер катиона «Н+» больше соответствующего объема нейтрона «n» уже в (1,95 х 105) 3 ≈ 7,1 х 1015 раз. Сходные с ионом размеры имеет и атом водорода. Такое колоссальное увеличение объема (разуплотнение) материи происходит в процессе экзотермического «НПВ» - преобразования свободного нейтрона !
Таким образом, при «НПВ»-преобразовании вместо свободного нейтрона, обладающего известными ядерно-физическими свойствами, в окружающем веществе возникает корпускула, характеризующаяся свойствами сильнейшего химического реагента (восстановителя), объем которой на 15 ÷ 16 порядков превышает объем исходной частицы. Естественно, такое преобразование не может не отразиться на свойствах окружающего вещества.
Рассмотрим этот эффект подробнее.
── * ──
Известно, что основным (едва ли не единственным) техногенным процессом, в котором человек сталкивается с колоссальными плотностями потоков свободных нейтронов, достигающими величины порядка (0,5 ÷ 1,0) х 1014 н/см2. сек. и даже больше, является процесс, реализуемый в ядерных реакторах различного назначения (технологических, энергетических, транспортных, исследовательских и др.). Не вдаваясь в какой-либо анализ отличий этих реакторов один от другого, рассмотрим эффекты, возникающие вследствие «НПВ»-преобразования свободных нейтронов в процессе эксплуатации, в частности, водо-водяных энергетических реакторов, прежде всего, реактора «ВВЭР-1000», являющегося основой современной отечественной ядерной энергетики. (К настоящему времени создано около 70 ВВЭР различной мощности, из которых сегодня эксплуатируется ≈ 90% аппаратов, причем мировой опыт эксплуатации ВВЭР и аналогичных им зарубежных реакторов типа PWR измеряется уже тысячами реакторо-лет[12,14,20/1,20/8 и др.]).
── * ──
Сначала коротко о некоторых известных свойствах и характеристиках процессов, протекающих в ядерно-энергетических реакторах. Перечислим их по порядку.
1. Эффективное сечение деления изотопа урана-235 на быстрых нейтронах составляет всего 1,22 барна, в то время как на медленных нейтронах оно намного больше-545 барн [17].Поэтому в реакторах типа ВВЭР – PWR (и ряда других) образующиеся быстрые нейтроны (их энергия более 100 кэв) специально «замедляют» до « теплового» состояния (их энергия менее 0,5 эв, а при комнатной температуре ≈ 0,025 эв).
2. При поглощении единичного теплового нейтрона и последующем делении ядра изотопа урана-235 из него, кроме образующихся основных осколков, выделяется в среднем ≈ 2,5 новых нейтрона [3,4,6,7 и др.].
3. Образующиеся 2,46 нейтрона имеют широкий непрерывный спектр энергии с максимумом около 1,0 Мэв и относятся к категории «быстрых» [3 и др.], причем скорость их перемещения в среде в зависимости от энергии снижается от ≈ 5,5 км/сек (при взрыве бомбы) до ≈ 2,2 км/сек при Е ≈ 0,025 эв [8 и др.].
4. В энергетических реакторах на тепловых нейтронах среднее время их жизни находится в пределах (10-5 ÷ 10-3) секунды, тогда как средняя длина их пробега (до столкновения или поглощения) составляет в слабопоглощающей среде в указанном выше диапазоне энергии несколько сантиметров [8].
5. В энергетическом реакторе на каждые 100 квт мощности каждую секунду образуется около 5 х 1015 нейтронов [3], причем плотность потока нейтронов в реакторах типа ВВЭР – PWR, как уже отмечалось, достигает величин порядка (0,5 ÷ 1,0) х 1014 нейтронов на 1 см2 в секунду.
6. В современных энергетических реакторах, работающих на тепловых нейтронах, их утечка из активной зоны составляет 2 ÷ 3%, причем большая их часть вылетает за пределы активной зоны (АЗ) [8,15].
── * ──
С учетом вышеизложенных данных продолжим дальнейшее рассмотрение «НПВ»-преобразования в реакторе типа ВВЭР (PWR).
Естественно, что результирующий эффект «НПВ»-преобразования напрямую зависит от среды, в которой саморазлагается свободный нейтрон, - в газовой среде, в жидкости или в твердом материале.
В газовой среде «НПВ»-преобразование свободного нейтрона приводит к возникновению в ней водорода с постепенным увеличением во времени концентрации Н2, которая при отсутствии воздухообмена в помещениях возле реактора может привести к постепенному образованию в них взрывоопасной «гремучей» смеси. (Существующая в реакторах рассматриваемого типа система пассивного дожигания в газах водорода, образующегося, как постулируется, при радиолизе водяного теплоносителя, естественно, маскирует этот «НПВ»- эффект.)
В жидкой среде, прежде всего в воде первого контура ВВЭР, «НПВ»-преобразование должно приводить к постепенному увеличению кислотности (т.е. к понижению «pH») среды, причем не только вследствие постулируемого «радиолиза» воды [2,12 и др.], приводящего в итоге к образованию эквивалентных количеств анионов и водородсодержащих катионов. Использование для регулирования величины нейтронного потока в реакторе подкисления теплоносителя первого контура борной кислотой (Н3ВО3), а для поддержания требуемой величины «pH» среды введение в теплоноситель калиевой щелочи (КОН) и продувка водородом и/или аммиаком (NH3) [12], естественно, также маскирует процесс «НПВ»-преобразования свободных нейтронов.
Наибольший эффект, причем, как представляется, негативный, «НПВ»-преобразование вызывает при саморазложении свободных нейтронов внутри твердых материалов (для нейтронов они «прозрачны»), присутствующих внутри активной зоны ВВЭР (PWR) и вблизи нее. Рассмотрение этого эффекта необходимо провести существенно более подробно.
── * ──
Основные работы по изучению воздействия радиации (α-частиц, β-частиц, γ-квантов, нейтронного излучения и др. видов) на различные материалы были выполнены еще до начала реакторостроения, в 20÷40-х годах прошлого века [2,3 и др.]. Уже тогда был замечен особый характер воздействия на металлы и другие твердые вещества нейтронов, приводящий к заметным радиационным повреждениям этих веществ. Как отмечалось, например, в [3] (цитируем, стр.336 и далее):
«…при нейтронном облучении топливные элементы увеличиваются в размерах и при сильном облучении могут даже раскрошиться…»
«…самой лучшей аналогией является сравнение радиационного повреждения металлов с их легированием, т.к. в обоих случаях изменяется твердость и прочность металлов…», причем нагревание металлов, подвергшихся радиационному повреждению, до температур, близких к температуре их отжига, приводит к восстановлению первоначальных свойств.
Как отмечается там же [3], в те годы «…не представлялось возможным теоретически объяснить все факты, которые наблюдались при радиационном повреждении…», т.к. процесс воздействия нейтронного излучения (как и других видов радиации) на вещество рассматривался в основном лишь с точки зрения кинетического взаимодействия кристаллической решетки вещества и излучения (приводившего к деформированию этой решетки) без учета отмеченных выше физико-химических особенностей воздействия на вещество свободных нейтронов при их частичном «НПВ»-преобразовании.
── * ──
Известно, что, как справедливо отмечает в [19/8] сотрудник РНЦ «Курчатовский институт» И.Слесарев, «…ядерная энергетика появилась как результат широкого применения ряда военных технологий и наследовала их основные технологические приемы…». Думается, именно по этой причине в пылу проходившей тогда «плутониевой гонки» специалисты (прежде всего, американские) не обратили должного внимания на казавшийся им малозначимым «НПВ»-эффект.
К сожалению, описанная в [3] ситуация сохранилась до наших дней, т.к. даже и в недавно вышедшем объемном энциклопедическом издании [12,13,20/1], подготовленном ведущими специалистами отечественной атомной отрасли, трактовка теории радиационного повреждения твердых материалов остается на прежних позициях середины прошлого века, т.е. не учитывает известный эффект «НПВ»-преобразования свободных нейтронов и его физико-химические последствия.
── * ──
Но вернемся к рассмотрению эффектов от «НПВ»-преобразования свободных нейтронов в твердых материалах реакторов типа ВВЭР-PWR.
Естественно, гомогенное физико-химическое взаимодействие всепроникающих нейтронов с любыми химическими элементами не зависит от того, в каком виде твердого вещества эти элементы находятся (сплавы, окислы, другие химические соединения, композиции и т.д.). Наблюдаемый (осязаемый) результат (эффект) этого взаимодействия будет зависеть в первую очередь только от удельного количества корпускул, образовавшихся в процессе «НПВ»-преобразования свободных нейтронов, т.е., говоря физическим языком, от флюенса корпускул. Естественно, плотность нейтронного потока внутри активной зоны (АЗ) реактора (и различного даже в различных ее частях) многократно отличается от таковой вне АЗ (напомним, что утечка нейтронов в энергетических реакторах, согласно [8,15], составляет лишь 2÷3%). Следовательно, для достижения близких величин флюенса в различных зонах реактора требуется различное время, которое отличается в предельных случаях на многие порядки. Поэтому максимально быстрое проявление «НПВ»-эффекта следует ожидать прежде всего в непосредственной близости от свежезагруженных тепловыделяющих сборок (ТВС'ок) и их элементов (ТВЭЛ'ов), а наиболее медленное – вне активной зоны (в частности, в корпусах реакторов и т.п.).
С другой стороны, естественно, заметное (осязаемое) проявление физико-химического эффекта от «НПВ»-преобразования свободных нейтронов должно нарастать постепенно от минимальных нефиксируемых величин до предельных значений. Иными словами, физико-химический «НПВ»-эффект носит ярко выраженный кумулятивный характер.
Наконец, в-третьих, в ряде случаев сам физико-химический эффект от «НПВ»-преобразования свободных нейтронов не может не зависеть от конкретных свойств окружающей среды (температура, способность растворять свободный водород и др.). Такой результат (маскирование эффекта) описан выше при рассмотрении «НПВ»-преобразования в газовой и жидкой средах реакторов типа ВВЭР (PWR). В твердых же материалах, например, образование и существование гидридной фазы некоторых металлов или растворимость водорода в металлах достаточно сильно зависит от температуры. И так далее.
Все описанные выше и некоторые другие обстоятельства, естественно, практически не позволяют сегодня же без детального изучения описываемого выше процесса и физико-химических механизмов его реализации в различных твердых средах априори давать какие-либо рекомендации, которые должны быть учтены в создании и эксплуатации реакторов типа ВВЭР (PWR) и, естественно, других типов реакторов и устройств, в которых используется потоки свободных нейтронов. Этому должна предшествовать стадия проведения соответствующих необходимых научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ (НИОКР), а в ряде случаев – проведение полупромышленных и/или промышленных испытаний.
── * ──
Тем не менее, описанный выше механизм постоянного гомогенного гидрирования атомарным и/или молекулярным водородом твердых объектов в реакторах типа ВВЭР (PWR), думается, позволяет уже сегодня говорить о следующем.
Во-первых, механизм «НПВ»-преобразования свободных нейтронов принципиально позволяет попытаться объяснить некоторые негативные эффекты, возникающие при эксплуатации реакторов указанного типа, например, такие, как:
- постепенное ухудшение механических характеристик и свойств материала корпусов реакторов (кстати, на участках, расположенных напротив активных зон [14,20/1]) в зависимости от времени их эксплуатации, а так же положительный эффект от применяемой технологии отжига (!) этих корпусов [12,14,20/1,20/10];
- нередко существенное изменение в процессе эксплуатации некоторых геометрических размеров отдельных внутрикорпусных устройств – ВКУ (в первую очередь тепловыделяющих сборок и их элементов – ТВЭЛ’ов), непременно приводящее к изменению (ухудшению) ряда теплотехнических характеристик активной зоны и чреватое разгерметизацией ТВЭЛ’ов;
- некоторые другие менее важные негативные эффекты.
Во-вторых, осознание наличия механизма постоянного постепенного объективно неизбежного гомогенного самогидрирования всех физических объектов среды, окружающей радиоактивное топливо (и не только!), включая уран с момента добычи и получения его концентрата, все последующие пределы, в т.ч. изготовление и эксплуатацию топлива на основе урана (и не только!) и т.д., позволяет поставить вопрос о возможном упрощении (или ликвидации?) некоторых технологических переделов, начиная со снятия вряд ли необходимого контроля содержания водорода в ряде изделий (изготовление, например, корпусной стали на «Ижорском заводе» [12]; получение порошка двуокиси урана и изготовление ТВЭЛ’ов и ТВС’ок на его основе и др.), что не может не отразиться положительно на экономических показателях всей атомной отрасли.
── * ──
Авторы прекрасно осознают новизну и глобальность предлагаемой новации. С другой стороны, также очевидна в эпоху международной рыночной конкуренции экономическая целесообразность и даже необходимость ускоренного освоения ранее недооцененного специалистами открывающегося научно-технического ресурса для модернизации атомной отрасли. В первую очередь для создания известных конкурентных преимуществ представляется крайне целесообразным, соблюдая определенную коммерческую тайну, провести ускоренную авторизацию (международное патентование, публикации и т.п.) потенциальных новых технических решений. Эти решения, как представляется, скорее всего, могли бы быть созданы централизованно организуемым коллективом специалистов (прежде всего, физиков, материаловедов и технологов), обеспеченным необходимыми материальными, финансовыми и другими ресурсами.
На первых порах для дальнейшей проработки этим коллективом некоторые предложения могли бы быть сделаны, в частности, и авторами данного доклада.
Список литературы
1. Корсунский М.И., «Атомное ядро» - 5-е изд., М., «ГИТТЛ», 1956.-428с.
2. Стефенсон Р., «Введение в ядерную технику», пер. с англ. Ю.В. Семёнова и др., под ред. Д.И. Воскобойникова, М., «ГИТТЛ», 1956.-536с.
3. «Краткая энциклопедия «Атомная энергия», под ред. В.С. Емельянова, М., изд. «Большая советская энциклопедия», 1958.-612с.
4. Перельман В.И., «Краткий справочник химика», - 7-е изд., М.-Л., изд. «Химия», 1964.-623с.
5. «Краткая химическая энциклопедия», т.т. 1÷5, М., изд. «Советская энциклопедия», 1961÷67гг.
6. «Большая советская энциклопедия», т.т. 1÷30, М., изд. «Советская энциклопедия», 1970÷78гг.
7. «Физический энциклопедический словарь», гл.ред. А.М. Прохоров, М., изд. «Советская энциклопедия», 1984.-944с.
8. Бартоломей Г.Г., Бать Г.А., Байбаков В.Д., Алтухов М.С., «Основы теории и методы расчета ядерных энергетических реакторов» - 2-е изд., М., «Энергоатомиздат», 1989.-512с.
9. Решетников Ф.Г., Бибилашвили Ю.К., Головин И.С. и др., «Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов ядерных реакторов на тепловых нейтронах», кн.1, М., «Энергоатомиздат», 1995.-320с.
10. Решетников Ф.Г., Бибилашвили Ю.К., Головин И.С. и др., «Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов ядерных реакторов на быстрых нейтронах», кн.2, М., «Энергоатомиздат», 1995.-336с.
11. Жиганов А.Н., Гузеев В.В., Андреев Г.Г., «Технология диоксида урана для керамического ядерного топлива», Томск, изд. «STT», 2002.-328с.
12. «Энциклопедия Машиностроение», т.IV-25, кн.1, «Машиностроение ядерной техники», ред. Е.О. Адамов, Ю.Г. Драгунов, В.В. Орлов и др., М., изд. «Машиностроение», 2005.-960с.
13. «Энциклопедия Машиностроение», т.IV-25, кн.2, «Машиностроение ядерной техники», ред. Е.О. Адамов, В.А. Глухих, М.Н. Михайлов, В.П. Сметанников и др., М., изд. «Машиностроение», 2005.-944с.
14. Лапшин В.И., Неклюдов И.М., Ожигов Л.С., Афанасьев А.А., Штейнберг Н.А., «Состояние и проблемы материалов основного оборудования и трубопроводов АЭС Украины», журнал «Вопросы атомной науки и техники», вып.1(64), М., изд. ВНИИНМ им.А.А. Бочвара, 2005, стр. 47÷57.
15. Бойко В.И., Власов В.А., Жерин И.И., Маслов А.А., Шаманин И.В., «Торий в ядерном топливном цикле», М., изд. дом «Руда и металлы», 2006.-360с.
16. Копырин А.А., Карелин А.И., Карелин В.А., «Технология производства и радиохимической переработки ядерного топлива», М., ЗАО «Изд-во Атомэнергоиздат», 2006.-576с.
17. Тураев Н.С., Жерин И.И., «Химия и технология урана», М., изд. дом «Руда и металлы», 2006.-396с.
18. Белозёров И.М., «Природа глазами физика», Томск, изд. ТПУ, 2008.-131с.
19. «Росэнергоатом», ежемесячный журнал ОАО «Атомэнергопром» госкорпорации «Росатом», 2008, №№ 1÷12.
20. «Росэнергоатом», ежемесячный журнал ОАО «Концерн Энергоатом», ГК «Росатом», 2009, №№ 1÷12.
