Мониторирование АЭС с помощью антинейтрино

Сегодня большинство реакторов в мире — урановые реакторы на медленных нейтронах. Уран довольно распространенный элемент в земной коре. Природный уран однако состоит в основном из урана-238 и только 0.7% приходится на уран-235, который делится под действием тепловых нейтронов. На «обычных» (²³⁸U) АЭС основной источник энергии ²³⁵U. ²³⁸U не делится под действием медленных нейтронов. В результате захвата нейтронов ²³⁸U образуются более тяжелые изотопы. 

Реакторы на медленных нейтронов работают на слабо обогащенном уране-235 (4–5%). В качестве теплоносителя обычно используется обычная вода. Вода служит также замедлителем (вещества, которое уменьшает энергию нейтронов). При уменьшении энергии нейтронов увеличивается захват их ураном-235, вызывая его деление. Такие реакторы называются реакторами на легкой воде. Существуют также реакторы на тяжелой воде (D₂O), которые способны работать на естественном уране. В этих водных реакторах нейтроны теряют свою энергию в столкновениях с водородом или дейтерием.

Цепная реакция деления, протекающая в активной зоне ядерного реактора, сопровождается излучением электронного антинейтрино в результате процессов бета-распада перегруженных нейтронами осколков деления. В среднем в результате одного акта деления испускается около 6 антинейтрино. Процесс носит статистический характер и характеристики излучения антинейтрино складываются из громадного числа мод деления. Но, тем не менее, именно плотность потока антинейтрино Ф [антинейтрино/см²×с], прямо пропорциональна числу делений или скорости выгорания ядерного топлива, что позволяет этот процесс дистанционно контролировать путем регистрации потока антинейтрино.

Образующиеся осколки деления являются нейтроноизбыточными, они претерпевают бета-распад с образованием электрона и электронного антинейтрино Помимо перегруженных нейтронами осколков деления урана,  их дочерние «осколки» также могут быть бета-радиоактивными. Тем самым в активной зоне реактора происходят целые каскады  распадов, c образованием антинейтрино. Основной вклад в деление вносит ₉₂²³⁵U, однако, в итоговом образовании потока антинейтрино участвуют и другие радиоактивные изотопы. Так, например, при захвате ядром ₉₂²³⁸U нейтрона образуется нестабильный изотоп ₉₂²³⁹U с периодом полураспада T_1/2 = 23 минуты с последующей цепочкой бета-распадов с образованием трансурановых элементов.

Например, при каждом делении ядра урана ₉₂²³⁵U  в среднем возникает 2.4 нейтрона.

Обратный бета-распад (IBD)

Для регистрации потока электронных антинейтрино от реактора используется реакция захвата антинейтрино протонами мишени — реакция обратного бета-распада (IBD), протекающая на ядерно-свободном протоне с образованием позитрона и нейтрона:

ν_e + p = e⁺ + n

Уникальность этой реакции заключается в том, что при правильном подборе мишени детектора оба продукта реакции дают хорошо регистрируемые вторичные реакции, инициирующие разделенные во времени события, что позволяет использовать технику задержанных совпадений.

Получившийся в результате такого захвата позитрон достаточно быстро распадается с испусканием гамма-квантов характеристического излучения с четко определенной энергией 511 кэВ.

e⁺ + e⁻ → 2γ.

При этом регистрируемая энергия, при условии пренебрежения отдачей нейтрона,

E_мгн = E_ν + Q + 2m_e = E_ν − 0.784​ МэВ.

т.е. пропорциональна энергии антинейтрино E_ν. Точность измерения спектра мгновенных событий полностью определяет спектрометрические характеристики детектора антинейтрино. Необходимо отметить, что реакция IBD является пороговой, в связи с этим регистрируются антинейтрино с энергией больше 1.8 МэВ которых в спектре реакторных антинейтрино наблюдается около 25%.

Нейтрон образуется с характерной энергией несколько десятков кэВ, замедляется в мишени, начинает диффундировать и захватывается ядрами мишени с последующим испусканием γ-квантов

n + (A, Z) → (A+1, Z) + γ .

Для эффективной регистрации запаздывающих событий наиболее подходящими средами могут быть протоно (водородо)-насыщенные прозрачные пластиковые или жидкие органические сцинтилляторы (ЖОС), которые обеспечивают как реализацию реакции IBD, так и захват нейтрона на ядре водорода с последующим испусканием гамма кванта с энергией 2.2 МэВ. Среднее время жизни нейтронов в водородо-насыщеннном ЖОС составляет около 200 мкс. Для увеличения энерговыделения и сокращения «времени жизни» нейтрона в ЖОС вводят тяжелые элементы (например, Gd или Cd с концентрацией несколько граммов на литр), обладающие большим сечением захвата нейтронов, что приводит к сокращению времени между «мгновенным» и «запаздывающим» событием и излучению каскада гамма-квантов, Что же касается нейтрона, после замедления он возбуждает ядра специально введенного в установку гадолиния по реакции (n,n'), при которой возбуждение получившегося ядра снимается испусканием множества фотонов с граничной энергией до 8 МэВ. При этом характерное время между двумя этими событиями составляет 30-40 мкс, что делает сигнатуру захвата нейтрино очень четкой и позволяет эффективно отсекать сигнал от фона.

Таким образом, для эффективной регистрации IBD необходимо иметь хорошие сцинтилляционные материалы с хорошим световыходом и, что особенно важно для детекторов промышленного типа, со стабильными параметрами, не меняющимися в течении десятков лет. Именно успехи в создании технологии производства ЖОС с добавлением органических комплексов гадолиния в промышленных масштабах и отработанная в процессе создания больших детекторов технология заливки и контроля параметров ЖОС обеспечили возможность создания детекторов малого объема для фундаментальных и прикладных целей.

Скорость счета антинейтринных событий детектором является основным показателем процессов, идущих в активной зоне реактора. Колебания скорости счета напрямую свидетельствуют об изменениях в реакторе, такие как снижение или повышение тепловой мощности, или остановка и пуск реактора. Для корректного учета и регистрации колебаний скорости счета необходимо знать расчетную скорость счета антинейтринных событий в детекторе на заданной базе. Расчетная погрешность детектора позволит наблюдать динамику изменения тепловой мощности реактора, а определение средней скорости делений позволит рассчитать тепловую мощность реактора.

Плутоний

Кроме того, при бомбардировке U-238 тепловыми нейтронами ядерном образуется делящийся изотоп ²³⁹Рu.  

Для производства ядерного оружия используется Pu-239. Сечения деления и рассеяния, а также количество нейтронов при делении у Pu-239 больше, чем у U-235 и, соответственно меньшая критическая масса, т.е. для реализации самоподдерживающейся реакции деления плутония надо меньше, чем урана. Для плутониевой атомной бомбы обычно необходимо 3–5 кг Pu-239.

Из-за относительно небольшого периода полураспада (в сравнении с U-235), Pu-239 из-за испускаемого им  излучения заметно нагревается. Тепловыделение Pu-239 — 1.92 Вт/кг. Так, хорошо изолированный кусок плутония за два часа нагревается от комнатной температуры до 100°. Это, естественно, создает трудности при конструировании бомбы. Физические свойства плутония таковы, что в бомбе пушечного типа не удается достаточно быстро соединить два куска плутония, чтобы образовать критическую массу. Для плутония нужно применять более сложную схему.

Формируется очень большой поток антинейтрино. И еще одной немаловажной проблемой, в которой может помочь подобная установка, является проблема нераспространения ядерного оружия. Дело в том, что спектр испускаемых нейтрино сильно зависит от состава реакторного топлива. В процессе реакторной компании (горения топлива от одной его перезагрузки до другой) его состав сильно меняется: уран выгорает, а плутоний образуется. Если же из реактора производится выемка оружейного плутония и замена его ураном, это сразу сказывается на спектре нейтрино.

Как это часто, к сожалению, бывает, полезные изобретения часто используют и для дурных целей. Это относится и к использованию цепной реакции деления. Борьба с распространением атомного оружия идет с переменным успехом. Наибольшую опасность представляет обладание атомным оружием у авторитарных режимов и, тем более, у террористов.

Большинство АЭС в мире работают на смеси ²³⁸U и ²⁰⁸U. Однако в природе его только 0.7%, а ²³⁸U не делится при тепловой температуре, так, что уран нужно обогащать, увеличивая долю ²⁰⁸U. Для этого используются газовые центрифуги и большое количество энергии. В итоге можно получить оружейный уран (90% ²³⁵U). Для того, чтобы создать урановую бомбу необходимо около 15–20 кг оружейного урана. Для плутониевой атомной бомбы обычно необходимо 3–5 кг Pu-239.

К началу 2000-х годов экспертами МАГАТЭ была признана полезность нейтринного метода дистанционного контроля активной зоны реактора и поддержано его практическое использование для следующих целей:

• повышение безопасности эксплуатации атомных установок, хранилищ отработанного ядерного топлива и т.п.;
• обеспечение гарантий нераспространения ядерных материалов, особенно при строительстве и эксплуатации АЭС в странах, не входящих в «ядерный клуб» стран, обладающих ядерным оружием.

Однако внедрение нейтринного (или любого другого) метода контроля в реальный регламент работы атомной станции или другого ядерного промышленного объекта должно отвечать ряду требований, которые отличают любую экспериментальную научную установку от промышленной:

• детектирование должно быть дистанционным на расстоянии 10-20 м от активной зоны реактора за биологической защитой и за границами реакторного цеха;
• детектор должны быть конструктивно компактным, и размещаться в имеющихся технологических помещениях АЭС;
• детектор должен работать в режиме «черного ящика» т.е. автономно, без обслуживания, стабильно и безопасно в течении как минимум кампании реактора;
• детектор должен иметь встроенные средства калибровки и самодиагностики;
• данные от детектора должны передаваться по каналам связи в удаленный центр контроля и управления;
• принципы регистрации, лежащие в основе детектора должны исключать возможность фальсификации физических данных внешними воздействиями на детектор.

Запрос от ядерной энергетики — удаленный мониторинг процесса выгорания топлива и дополнительный (независимый) способ измерения тепловой мощности реактора для подтверждения безопасного режима работы активной зоны реактора. Предлагаемый подход — детектирование потока антинейтрино в реакции обратного бета-распада что делает невозможным фальсификацию данных.

Обеспечение режима нераспространения делящихся материалов по программам МАГАТЭ (INFCIRC/153, INFCIRC/540):

• выявление несанкционированного производства плутония,
• контроль за процессом накопления плутония в топливе,
• контроль за активной зоной реактора с целью фиксации момента несанкционированной остановки с целью несанкционированного извлечения плутония.

Реализация данного подхода требует, чтобы детектор был промышленным, т. е. простым в серийном производстве, недорогим, работающим в режиме «черного ящика» и не требующим обслуживания.

Прикладные проблемы, которые могут быть решены путем регистрации потока антинейтрино от искусственных источников делятся на три группы: контроль за нераспространением делящихся материалов; контроль (измерение) мощности реактора по потоку антинейтрино; исследование процессов выгорания новых видов топлива, в том числе в новых типах реакторов по спектру антинейтрино, всех реакторов. Однако, для того, чтобы его использовать как делящийся материал, его надо химически очистить от остатков высокоактивных отходов. Это дорогостоящий и опасный процесс, требующий специальных знаний и оборудования.

И еще одной немаловажной проблемой, в которой может помочь подобная установка, является проблема нераспространения ядерного оружия. Дело в том, что спектр испускаемых нейтрино сильно зависит от состава реакторного топлива. В процессе реакторной компании (горения топлива от одной его перезагрузки до другой) его состав сильно меняется: уран выгорает, а плутоний образуется. Если же из реактора производится выемка оружейного плутония и замена его ураном, это сразу сказывается на спектре нейтрино.

Колебания скорости счета напрямую свидетельствуют об изменениях в реакторе, таких как снижение или повышение тепловой мощности, или остановка и пуск реактора. Для корректного учета и регистрации колебаний скорости счета необходимо знать расчетную скорость счета антинейтринных событий в детекторе на заданной базе. Расчетная погрешность детектора позволит наблюдать динамику изменения тепловой мощности реактора. А определение средней скорости делений позволит рассчитать тепловую мощность реактора.

Нейтринный метод мониторинга ядерных реакторов позволяет выполнять две важные задачи: контроль за наработкой оружейного плутония, образующегося в процессе работы реактора, и регистрация несанкционированных пусков/остановок реактора с целью его извлечения; учет времени наработки и выгорания ядерного топлива для оптимизации процесса работы реактора.

Проще всего можно изготовить атомную бомбу из урана. Для этого не надо реактора. Например, для этого нужно иметь необходимое количество природного урана, газовые центрифуги. «Немного» терпения, и у вас оружейный уран (>90% ²³⁵U). Для того, чтобы создать урановую бомбу без плутония) необходимо около 15–20 кг оружейного урана.

Однако, хотя в принципе процесс обогащения урана известен, для того, чтобы получить достаточное количество высокообогащенного урана требуется сырье, квалификация, инфраструктура и большое количество энергии. Так что даже получение высокообогащенного урана террористами весьма маловероятно. Скорее всего, его постараются просто украсть. Таким образом, страны, обладающие запасами оружейного урана должны строго следить за своими хранилищами.  Наработка оружейного урана посильна только странам с достаточно развитой технологической базой.

Кроме того, из обогащенного урана надо еще изготовить бомбу.

Детектор iDREAM

Детектор iDREAM разрабатывается для возможности определения тепловой мощности реактора АЭС в условиях работы в непосредственной близости от активной зоны реактора. Динамика скорости счета антинейтринных событий реакции обратного бета-распада (ОБР) в детекторе является инструментом оценки тепловой мощности реактора.

Цель создания опытного образца детектора-спектрометра реакторных антинейтрино iDREAM (industrial Detector for REactor Antineutrino Monitoring) — демонстрация применения нейтринного метода в условиях промышленной АЭС с реакторами типа ВВЭР. Расчетная эффективность регистрации антинейтрино детектора iDREAM позволяет его размещать вне реакторного цеха на удалении 20-30 м от активной зоны реактора.

Адронная компонента космического излучения и, в частности, атмосферные нейтроны с энергиями несколько МэВ представляют основные источники фона детектора на поверхности.

Таким образом, для обеспечения оптимальных фоновых условий, ответствующих расположению детектора на глубинах больше 15÷20 м.в.э., предпочтительно устанавливать детектор в нижних этажах здания АЭС. Тогда все конструкции здания и водный бассейн выдержки топлива будут эффективно экранировать детектор от адронной компоненты фона. Возможным местом размещения детектора в главном корпусе АЭС по унифицированному проекту с реактором ВВЭР-1000, может стать помещение под реактором, как показано на рис. 1.

Для залива и слива жидкостей из объемов детектора, для контроля уровня жидкостей, температуры и давления в детекторе предусмотрена система медленного контроля на основе промышленных ультразвуковых датчиков уровня, датчиков температуры, электронных реле, объединенных с помощью промышленной шины CANopen.

Литература

1. М. Б. Громов, Г. А. Лукьянченко, Д. С. Марков, Г. Я. Новикова, Б. А. Обиняков, А. Ю. Оралбаев, М. Д. Скорохватов, С. В. Сухотин, А. С. Чепурнов, А. В. Этенко. Промышленный детектор iDREAM для мониторинга режимов работы атомных реакторов нейтринным методом
2. А. С. Чепурнов. Спектрометр реакторных антинейтрино iDREAM для прикладных и фундаментальных исследований 
3. Бета-распад
4. Детектор для эффективного мониторинга ядерных реакторов
5. Эксперименты с нейтрино на атомных станциях
6. В. Д. Русов, В. А. Тарасов, Д. А. Литвинов. Физика реакторных антинейтрино