EDN: LEGFVU
Авторы
Тарасиков В.П.
Организация
Акционерное общество «Государственный научный центр Российской Федерации – Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского», Обнинск, Россия
Тарасиков В.П. – ведущий научный сотрудник, кандидат технических наук.
Контакты: 249033, Калужская обл., Обнинск, пл. Бондаренко, д. 1. Тел.: (484) 399-82-04; e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Аннотация
Приведены экспериментальные результаты исследования образцов карбида бора, облученных в реакторе БН-600, по определению накопления и выхода газообразных продуктов ядерного деления в зависимости от выгорания, температуры и состава атмосферы над образцами. При облучении в карбиде бора, кроме гелия, накапливается газообразный продукт ядерных реакций – радиоактивный изотоп водорода тритий. Его накопление происходит по реакциям: 10В(n, α)7Li(n, nα)T; 10В(n, α)7Li(n, 2n)6Li(n, α)T; 10В(n, 2α)T; 11В(n, T)9Be. Вопросы оценки накопления и выхода радиоактивного трития в борсодержащих органах регулирования имеют большое значение для обеспечения экологической безопасности при разработке технологии их утилизации или переработки.
Для исследования были использованы таблетки горячепрессованного карбида бора, отработавшие в реакторе БН-600 в течение 502 эффективных суток, с выгоранием бора (1,8; 5,1; 6,2; 7,2; 8,4)×1021 захв./см3.
Накопление гелия и трития в облученном карбиде бора определялось методом сжигания подготовленных проб с последующим анализом полученных продуктов на омегатронном масс-спектрометре. Содержание гелия и трития в пробах парогазовой среды измерялось с помощью радиохроматографа.
Значения накопления гелия и трития в карбиде бора, облученного в реакторе БН-600, в зависимости от выгорания бора можно оценить соотношениями (В – выгорание бора, 1021 захв./см3):
– накопление 3Т с погрешностью 8 %: VТ = (-0,0062 + 0,0078В/1021) нсм3/г В4С;
– накопление 4Не с погрешностью 3 %: VНе = (-7,03 + 16,03В/1021) нсм3/г В4С.
Значения выхода гелия из карбида бора в потоке аргона и водяного пара + аргон при температуре 1200 °С в зависимости от выгорания бора с погрешностью 3 % можно оценить соотношениями:
– в потоке аргона: Vвых.Не = (-0,073 + 0,059В/1021) нсм3/г В4С;
– в потоке аргона + водяной пар: Vвых.Не = (0,57 + 0,083В/1021 нсм3/г В4С.
Значения выхода трития из карбида бора в потоке аргона и аргон + водяной пар при температуре 1200 °С в зависимости от выгорания бора с погрешностью 8 % можно оценить соотношениями:
– в потоке аргона: Авых.Т = (-11,42 + 9,01В/1021)×107 Бк/г В4С;
– в потоке аргона + водяной пар: Авых.Т = (73,42 + 14,13В/1021)×107 Бк/г В4С.
Ключевые слова
карбид бора, гелий, тритий, аргон, водяной пар, выгорание, температура, масс-спектрометр, хроматограф, проточный пропорциональный счетчик, детектор по измерению теплопроводности (катарометр)
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
- Рисованый В.Д., Захаров А.В., Клочков Е.П., Гусева Т.М. Бор в ядерной технике. Димитровград: ФГУП ГНЦ РФ НИИАР, 2003. 345 с.
- Бобков В.П., Блохин А.И., Румянцев В.Н., Соловьев В.А., Тарасиков В.П. Справочник по свойствам материалов для перспективных реакторных технологий. Том 3. Свойства поглотителей нейтронов. Книга 1. Бор и его соединения. Под общей редакцией д.т.н., профессора В.М. Поплавского. М.: ИздАТ, 2013. 632 с.
- Климов В.Д., Матвеев В.И., Арабей Б.Г., Вознесенский Р.М., Тарасиков В.П., Горбатов Н.Е., Беспалов А.Г., Лузин В.П., Матвейчук Л.С., Пшакин Г.М. Испытания образцов поглощающих элементов быстрых энергетических реакторов в реакторе БР-5. Состояние и перспективы работ по созданию АЭС с реакторами на быстрых нейтронах. Сборник докладов 2-го симпозиума стран – членов СЭВ. Обнинск, 1–5 октября 1973 г.Обнинск, ФЭИ, 1975. Т. 2, с. 713–737.
- Murgatroyd R.A., Kelly В.Т. Technology and assessment of neutron absorbing materials. Atomic Energy Review, 1977, vol. 15, no. 1, pp. 3–74.
- Suzuki H., Maruyama I., Wakasa T. Postirradiated annealing of boron carbide pellet irradiated in fast breeder reactor. The Journal of Nuclear Sci. Techn., 1979, vol. 16, pp. 588–589.
- Boothe Т.Е., Ache H.J. Physical and chemical interaction of energetic tritium with boron carbide. The Journal of Nuclear Materials, 1979, vol. 84, pp. 85–92.
- Ковыршин В.Г. Выделение гелия при нагреве облученного карбида бора. Атомная энергия, 1982, т. 53, вып. 2, с. 112–113.
- Maruyama Т., Iseki T. Irradiation response and tritium behavior of boron carbide. The Journal of Nuclear Materials, 1985, vol. 133–134, pp. 727–731.
- Bleier A., Neeb K.H., Gelfort E., Mischke J. Evaluation of the tritium content in light water reactor control and absorber rods to obtain data for the fuel cycle backend. Nuclear Technology, 1986, vol. 74, pp. 152–163.
- Цецхладзе Т.В., Барнов В.А., Надирашвили Л.Ш., Таркашвили Ц.Т. Выделение тритиевой активности из облученного нейтронами карбида бора. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение, 1989, вып. 3(50), c. 62–65.
- Schnarr К., Munzel H. Release of tritium from boron carbide irradiated with reactor neutrons. The Journal of Nuclear Materials, 1990, vol. 170, pp. 253–260.
- Тарасиков В.П., Руденко В.А., Вознесенский Р.М. Опыт послереакторных исследований стержней СУЗ быстрых реакторов. Сборник докладов Седьмой Российской конференции по реакторному материаловедению. Димитровград, 08–12 сентября, 2003. Димитровград: 2004. Т. 3, с. 203–221.
- Барнов В.А., Бобохидзе К.Ш., Надирашвили Л.Ш., Цецхладзе Т.В. Взаимодействие трития с карбидом бора. Атомная энергия, 1988, т. 64, вып. 6, с. 441–443.
- Алексеев В.В., Сорокин А.П., Кузина Ю.А. Исследования массопереноса трития в контурах с натриевым теплоносителем. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2024, вып. 1, с. 107–122.
- Тарасиков В.П. Результаты послерадиационных исследований стержней СУЗ быстрых энергетических реакторов. Препринт ФЭИ-3306. Обнинск, 2024. 28 с.
- Тарасиков В.П. Установка для количественного определения газообразных продуктов деления в облученных нейтронами материалах. Приборы и техника эксперимента, 2022, № 5, с. 128–131. DOI: 10.31857/S0032816222050093.
УДК 621.039.526: 621.039.534
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2024, № 3, c. 163–170
