Расчетно-экспериментальные исследования процессов без активационного выделения трития из бериллий содержащих материалов исследовательских ядерных реакторов

Аннотация

При нейтронном облучении в бериллиевых компонентах ядерных реакторов образуется литий-6, который далее взаимодействует с нейтронами, образуя тритий. Концентрация лития-6 возрастает до некоторого равновесного значения, когда скорость его образования сравнивается со скоростью выгорания лития. Были проведены многочисленные исследования взаимодействия трития с облученным бериллием, в которых получены достоверные данные о том, что основным процессом, влияющим на скорость выделения трития, является диффузия. Диффузионные процессы становятся существенными при высоких температурах (выше 700℃), когда начинается рекристаллизация бериллия. Однако было установлено, что значительные количества трития могут выделяться в воду, окружающую бериллиевый отражатель. Возможным механизмом такого выделения может быть выделение трития непосредственно из приповерхностного слоя бериллиевых узлов. Поскольку реакция Li⁶+n_th -->He⁴+H³ производит высокоэнергетические ионы гелия и трития (с энергией >2 МэВ), они могут покидать приповерхностный слой бериллия в бериллиевых блоках реактора (оценки показывают, что ширина такого слоя превышает 2 мкм).

В статье представлен метод расчета количества ионов трития, высвыбождаемых из бериллиевых отражателей ядерных реакторов безактивационным способом. Эксперименты по проверке метода заключались в облучении различных литийсодержащих образцов, завернутых в алюминиевую фольгу. Облучение проводилось в течение 21 дня при температуре 50℃ до достижения флюенса тепловых нейтронов 9.1·10¹⁹н/см² и флюенса быстрых нейтронов (E˃0,1 МэВ) ~ 1.8·10¹⁹н/см². Оценивалось количество трития, накопленное в алюминиевой фольге, и сравнивалось с расчетом. Результаты показали применимость предложенного метода расчета для оценки количества ионов трития, выбрасываемых из бериллиевых отражателей ядерных реакторов безактивационным способом.