лов в условвях облучения.

Таблица 5.5

Радиационные повревдения твердых григийвоспроизводящих материалов изучены мало, однако еоть сведения, что радиационное распухание LLO может представлять, серьезную проблему в бланкете, тогда как для солей оно незначительно. Газоперенос лития для солей также менее опасен.

В заключение приведем общие сравнительные характеристики жидких и твердых тритийвоспроизводящих материалов.

1ддкие металлы.

- доотаточно высокое воспроизводство трития без рамножитв-лей нейтронов;

- возможность извлечения трития при низком его содержании и низком давлении трития;

- химическая активность с водой, воздухом, бетоном; неприемлемость водных теплоносителей;

- температурные ограничения, связанные с коррозией аусгенитных материалов.

- высокая скорость воспроизводогва трития;

- низкое содержание трития в бланкете, не высокое его давление;

- меньшая, чем у лития, Х1шичвская активность с водой, воздухом и бетоном;

- большее, чем у лития, коррозионное воздействие на материалы ;

- более высокая, чем у лития, температура плавления;

- малая растворимость при низких температурах (трудности с очисткой).

Твердые тштийвоопроизводящие материалы:

- возможность получения больших значений коэффициента воспроизводства триия без paз^лнoжиIeлeй нейтронов;

- III -

- главным критерием возможности использования является пря-емлемсе извлечение трития;

- ограниченная терлическая и радиационная устойчивость;

- необходимость мер против радиационного распухания;

- образование коррозионно-акгивнсй LLOH в контакте с водой.

Тройные керамики ( LlAEOj

LL,ZrO>. и др.):

- для получения больших значений коэффициента воспроизводства трития нужны размножители нейтронов;

- приемлемое извлечение трития достигается легче, чем в случае LiO из-за более широкого интервала допустимых температур;

химическая активность с водой; теплопроводность;

- меньшая, чем у

- меньшая,чем у

- лучшее, чем у ханио;

- наведенная радиоактивность у алкшния и кремния

Li-О, сопротивление радиационному распу-

5.4. Нейтронная активация конструкционных материалов

При оценке технологических требований, связанных с безопасностью реактора и захоронением радиоактивных отходов, необходимо прежде всего рассмотреть количестве и характеристики элементов, образующихся в конструкционных материалах бланкета, так как именно эти материалы в ооновнсял определяют радиационную опасность при эксплуатации и в аварийных ситуациях. Табл.Б.б дает представление о полной радиоактивности тошшва и конструкционных материалов реактора синтеза электрической мощностью 1000 МВт.

Из этой таблицы видно, что основной вклад в суммарную радиоактивность дают материалы конструкции. Вклад трития невелик (однако именно он будет определять радиационную опасность при утечке топлива вследствие летучести и высокой проникающей способности).

Для целого ряда материалов, конструкций бланкетоз и нейтронной нагрузки первой отенки (I-I0 МВт/ г) равновесная радиоактивность обычно тлеет порядок 0,4-4 Ки на ватт тепловой мощности реактора. Поэтому уровень наведенной активности довольно высок: 10-10 Ки для электростанции о электрической мощностью 1000 МВт.

Таблица 5.6

Однако оам пс оебе такой уровень активнооти еще не дает полного представления о технологических проблемах, связанных о наличием радиоактивных вещеотв. Необходимс спенить овязаннсе о ними оота-точнсе тепловыделение за счет ядерных реакций, биологические по-следотвия, а такке исследовать изменение активности во времени.

Ядерное оотаточное тепловыделение. Ядерное сотаточное тепловыделение являетоя наиболее ванной проблемой при опенке поолед-отвий аварийней остановки реактора, связанней с нарушениями в оиотеме теплоносителя. Расчетное значение сстатсчнсгс тепловыделения псоле сотансвки реактора обычно ооотавляет 0,2-2- его тепловой мощности. Максимальная плотность мощности сстатсчнсгс теппсвыделвния обычно имеет меото на первой стенке бланкета и почти линейно зависит ст нейтронной нагрузки стенки. Значения плотности мощности остаточного тепловыделения на первой отенке псоле остановки реактора, нормированные к нейтронной нагрузке I МВт/м^, находятоя в интервале 0,5-1,0 Вт/ом.

Ожицаемая плотность мощности остаточного тепловыделения топлива в реакторах деления (например, в быстрых бридерах на жидком металле) будет на сдин-два псрядка больше, чем на первсй стенке термоядерного реактора. В процентном отношении остаточное теппсвыделение в реакторах синтеза приближается к остаточному тепловыделению в реакторах деления. Однако отвод оотатсчнсго тепла в реектсрах оинтеза будет создавать меньше проблем, чем в реакторах деления. Это связано о тем, что в реакторах деления остаточное тепловыделение обусловлено реакцией, вызванной запаздывающими нейтронами, а такке раопадом соколков деления и радиоактивных изотопов (для расхолаживания реактора необходимы

- ИЗ -

специальные сиотемы о надежным енергспитанием). В термоядерном реакторе нет ни запаздывающих нейтронов, ни соколков деления, а сотаточное тепловыделение связано с распадом радионуклидов, образованных нейтронами в матералах конотрукции. Табл.5.7 дает предотавление о опаде оотатсчнсго энерговыделения в реакторе деления (с твэлами из l/Og диаметром 10 мм) и кснотрукциях ре-ектсра оинтеза (о первой стенкой из нержавепцей отали при нейтронной нагрузке 3,6 МВт/и^) и с времени дс их расплавления в от-сутотвии схлаадения.

Таблица 5,7

В табл.58 приведены значения плстнсоти мощности остаточного тепловыделения на первой стенке при сотансвке термоядерного реактора (нормированные к нейтронной нагрузке стенки I Шт/м^) и основные радиоизотопы для различных кснотрукциснных материалов.

Данные таблицы овидетельствуют о ояедувдем:

1. Остаточное тепловыделение конотрукции из SLC будет очень быстро спадать пссле остановки и через несколько чаосв будет определяться пршлесяьш в материалах.

2. Остаточное тепловыделение конструкций из SAP или ванадия будет быстро спадать после остановки к через неоколькс недель тоже станет определяться пршлесялш. То же оправедливо и для сплавов на сонове ванадия с титановыми добавками. Если в сплав на основе ванадия добавить хром, то в течение времени примерно от одной недели дс одного года пссле сотановки изотопСг (период полураспада 278 дней) будет определять остаточное тепло-

ввделенйе.

Твблта 5.8

I).SAP-5tn,lere i Atuminum Product (смлабл.5.1). 2).PE-<6- сплав NIMONtC.

3. Остаточное тепловыделение материалов на основе келеза и никеля будет спадать относительно медленно. За время порядка нескольких лет оно будет определяться изотопом Со (период полураспада 5,26 лет).

Еиодогические последствия. Для оценки биологических последствий влияния радиоизотопов вводят понятие потенциал биологического река, как активность, деленную на предельно допустиглую концентрцию (ПДК) для данного радиоизотопа. Потенциал биологического река, опрделенный такигл образом, четко не описывает рального воздействия на среду. Он не учитывает механизмы утечки радиоизотопов в окружающую среду. С другой стороны, потенциал биологического риска имеет гораздо больший смысл, чем активность. Он дает полезную меру для количественной оценки последствий радиоактивности.

В табл.5.9 приводятся значения потенциала биологического рока для основных радиоактивных веществ, появляющихся в конот-

- 115 -

рукциях бланкета реактора синтеза, и для изотопа плутония рак-торов деления (быстрх бридеров на жидком металле). Единицы величины потенциала биологического река в зтой таблице - кубические километр воздуха на тепловой ватт мощности рактор. Они показывают, какой объем воздуха нужен для однородного разбавления полных количеств данных веществ до их ЦЦК. Урвни активности бланкета из данных матералов могут изменяться на порядок по срвнению с прведенными в таблице в зависимости от конструкции бланкета. Величины радиоактивности конструкционных матералов. прведенные в табл.5.9, типичны для относительно высокоактивных проектов. Потенциал биологического рока конструкции из SIC будет сп-рделятьоя примесями. Потенциал биологического река конструкции на основе никеля будет аналогичен по величине и врменнсй зависимости потенциалу биологического река конструкции на основе нержавеющей стали. По данным табл.5.9 можно отметить следующие особенности:

1. Потенциал биологического рока, связанный с активирваа-ныыи конструкционными матералаыи в ракторх оинтеза. будет на один-тр порядка меньше потенциала биологического рока, связанного о изотопами плутония в ракторх деления. В совокупности с тем. что плотность мощнооти остаточного тепловыделения у матералов бланкета ниже, чем у топлива ракторв деления, это говорит о том, что к технологическим приспособлениям, необходимым для уменьшения биологического воздействия в случае аварийной ситуации, трбования могут быть менее стргими в рактор синтеза, чем в рактор деления. Это не означает, что терюядерныв рактор обязательно будут безопаснее реакторов деления, а лишь указывает, что технологическое и инженерное обеспечение данной степени безопасности в рактсрах оинтеза может оказаться проще.

2. В течение нескольких недель пооле остановки рактор синтеза потенциал биологического риска конструкции на основе SAP будет опрделяться рдиоактивным изотопом Мб и активностью примесей. В конструкции на V -20 % TL потенциал биологического риока будет зависеть от рдиоактивного изотопа Са в течение неокольких лет и активности пршлесей в течение более длительного периода. В конструкциях на основе железа и никеля потенциал биологического риска будет сохрнятьоя довольно высоким в течение 10-30 лет.

3. В отходах обедненного топлива ракторов деления будет примерно 0,5 % плуто1шя от общего количества плутония; зто пет-