Проблемы обеспечения радиационной безопасности термоядерных реакторов

Министерство образования и науки Российской Федерации 

НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ 

МОСКОВСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТРОИТЕЛЬНЫЙ УНИВЕРСИТЕТ

Библиотека научных разработок и проектов НИУ МГСУ

ПРОБЛЕМЫ ОБЕСПЕЧЕНИЯ 
РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ 
ТЕРМОЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

Под редакцией кандидата технических наук 
А.П. Пустовгара

Москва  2017

2-е издание (электронное)

УДК 621.039.6
ББК 22.333
П78

СЕРИЯ ОСНОВАНА В 2008 ГОДУ
Рецензенты:
кандидат технических наук И. С. Кузнецова, заведующая лабораторией № 6 

«Температуростойкость и диагностика бетона и железобетонных 
конструкций» НИИЖБ им. А. А. Гвоздева ОА «НИЦ “Строительство”»;
доктор технических наук В. Н. Соловьев, профессор кафедры строительства объектов тепловой и атомной энергетики НИУ МГСУ
Авторы:
А. П. Пустовгар, А. О. Адамцевич, Л. А. Шилова, С. А. Пашкевич
Автор рисунков Л. А. Шилов
Монография рекомендована к публикации 
научно-техническим советом НИУ МГСУ

ISBN 978-5-7264-1546-8
Приведены современные требования к обеспечению радиационной безопасности термоядерных установок. Рассмотрены источники и дана классификация радиационного излучения при термоядерном синтезе. Основное 
внимание уделено проблемам проектирования, выбора конструктивных решений и эксплуатации радиационной защиты термоядерных реакторов. 
Проанализированы результаты расчетно-экспериментальных исследований 
и концептуальные проработки конструкций сборно-разборной радиационной 
защиты термоядерных установок.
Для научных работников, инженеров, преподавателей вузов, докторантов, 
аспирантов и магистрантов, изучающих вопросы обеспечения радиационной 
безопасности объектов использования атомной энергии.

УДК 621.039.6 
ББК 22.333

Деривативное электронное издание на основе печатного издания: Проблемы 
обеспечения радиационной безопасности термоядерных реакторов : монография / М-во образования и науки Рос. Федерации, Моск. гос. строит. 
ун-т ; авт.-сост.: А. П. Пустовгар, А. О. Адамцевич, Л. А. Шилова [и др.], 
рис. Л А. Шилова ; под ред. А. П. Пустовгара. — М. : Издательство МИСИ—
МГСУ, 2015. — 112 с. — (Библиотека научных разработок и проектов НИУ 
МГСУ). — ISBN 978-5-7264-1219-1.
В соответствии со ст. 1299 и 1301 ГК РФ при устранении ограничений, 
установленных техническими средствами защиты авторских прав, правообладатель вправе требовать от нарушителя возмещения убытков или выплаты 
компенсации.

ISBN 978-5-7264-1546-8
© НИУ МГСУ, 2015

П78
Проблемы обеспечения радиационной безопасности термоядерных 

реакторов [Электронный ресурс] : монография / М-во образования и науки 
Рос. Федерации, Моск. гос. строит. ун-т ; авт.-сост.: А. П. Пустовгар, А. 
О. Адамцевич, Л. А. Шилова [и др.], рис. Л.А. Шилова ; под ред. А. П. 
Пустовгара. — 2-е изд. (эл.). — Электрон. текстовые дан. (1 файл pdf : 
114 с.).  —   М.  :  Издательство   МИСИ—МГСУ,  2017.  —   (Библиотека 
научных разработок и проектов НИУ МГСУ). — Систем. треб-я: 
Adobe Reader XI либо Adobe Digital Editions 4.5 ; экран 10". 

Введение

Началом современной эпохи практического изучения воз
можностей термоядерного синтеза принято считать 1969 г., когда учеными СССР на установке токамак Т-3 в плазме была достигнута температура 3 млн °C. С этого момента конструкция 
токамак признана наиболее перспективной, а российские ученые стали идеологами управляемого термоядерного синтеза.

К настоящему моменту исследования в области управляе
мого синтеза перешли из стадии научного эксперимента и решения чисто физических вопросов в стадию инженерных проектов, что позволило провести предварительные количественные и качественные оценки радиационной опасности 
использования термоядерных установок (ТЯУ) для окружающей 
среды и оценить их конкурентоспособность по сравнению с 
другими перспективными источниками энергии [34].

В настоящее время в мире насчитывается более 300 различ
ных ТЯУ, наиболее крупными из которых являются TFTR, Т-15, 
Глобус-М, JT-60, JET, NET, TORSUPREN, NSTX, EAST. Богатый 
экспериментальный опыт накоплен при эксплуатации установок Т-10, PLT, ASDEX, DUBLET-III, РОХ и многих других. Разрабатываются проекты новых установок, в частности, проект 
международного термоядерного реактора (ТЯР) — ИТЭР 
(ITER), реализуемый при участии российских специалистов.

Несмотря на то, что ученые всего мира уделяют достаточное 

внимание исследованиям управляемого термоядерного син теза 
(УТС), полномасштабное промышленное производство термоядерной энергии пока невозможно. Это обусловлено в первую 
очередь тем, что остаются нерешенными некоторые технические вопросы, связанные с проектированием, возведением и 
эксплуатацией строительных конструкций защитных экранов 
ТЯУ различного назначения (радиационно-технологической и 
биологической защит), предназначенных для восприятия радиационных нагрузок и снижения потоков радиоактивных излучений до уровня, предусмотренного нормами радиационной 
безопасности и санитарными нормами проектирования.

Помимо проблем высокой себестоимости и трудоемкости 

возведения защитных экранов, актуальных для любых ядерных 

установок, для ТЯУ вопрос возведения защитных экранов усложняется и рядом других специфических особенностей, обусловленных:

• наличием техногенного источника 14,8 МэВ нейтронов;
• более широким спектром ядерных реакций;
• сложной структурой и геометрией установки;
• большими габаритами установки;
• ограниченным сроком службы элементов реактора и тре
бованиями их периодической замены и т.д.

В связи с этим актуальным становится вопрос исследования 

и применения новых конструкций защитных экранов. Ответ на 
этот вопрос позволит разрешить специфические функциональные задачи, сократить затраты на возведение, эксплуатацию и 
послеэксплуатационный демонтаж защит, а также повысит уровень экологической и социальной безопасности.

Перспективным при сооружении и эксплуатации защитных 

конструкций является использование сборно-разборных защитных экранов, которые по некоторым эксплуатационным и 
производственным характеристикам имеют ряд преимуществ 
перед монолитными железобетонными конструкциями. Однако при возведении защит из сборных элементов нарушается 
целостность конструкции защитного экрана, возникает сложность в определении его защитной эффективности (снижении 
потоков ионизирующих излучений до регламентируемого уровня). Вопросы прохождения излучений через неоднородности 
защитного экрана и изменение вследствие этого его функциональных характеристик в настоящее время остаются мало изученными.

Особый интерес представляют сборно-разборные конструк
ции, выполненные из сборных элементов без заполнения швов. 
Однако они требуют разработки комплекса дополнительных 
мер, учитывающих демонтаж при планово-предупредительных 
ремонтах и перспективную реконструкцию в случае прекращения эксплуатации установки.

Использование сборно-разборных железобетонных блоков 

в биологической защите реакторов деления встречается редко, 
что объясняется в первую очередь недостатком информации о 
защитной эффективности сборно-разборных защитных экранов, а также более длительным сроком эксплуатации ядерных 

установок с реакторами деления и, как следствие, недостаточным вниманием к вопросу прекращения эксплуатации установки.

Существенное различие в нейтронных спектрах между ре
акторами деления и термоядерными реакторами и непродолжительные сроки службы реакторного оборудования и первой 
стенки реактора не позволяют целиком распространить опыт 
научных исследований, накопленный в области применения 
сборно-разборных защит для реакторов деления. Вместе с тем, 
существующие неопределенности, такие как переменная высота шва, средняя гомогенизированная плотность шероховатостей бетона, частично заполняющих объем шва, зависимость 
формы шва от допусков к номинальным размерам и т.п., не 
позволяют оценить расчетными методами прохождение излучений через швы в сборно-разборных защитах даже для реакторов деления. В связи с этим становится очевидной необходимость проведения расчетно-экспериментальных исследований, часть из которых представлена в данной работе. 

Глава 1

ТЕРМОЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА: 

ТЕОРИЯ И ПРАКТИКА

1.1. Управляемый термоядерный синтез

Ядро атома состоит из протонов и нейтронов. Для того, чтобы 

оторвать от атома все нейтроны и протоны, требуется затратить 
определенную энергию. Эта энергия связи ядра у различных изотопов отличается, однако баланс энергии при ядерных реакциях 
должен сохраняться. На рис. 1.1 представлен график энергии связи для всех изотопов (из расчета на 1 нуклон), из которого видно, 
что получить энергию можно путем деления тяжелых атомов либо 
соединяя легкие.

Рис. 1.1. График энергии связи для всех изотопов (из расчета на 1 нуклон)

Получение энергии путем слияния легких ядер называется 

управляемым термоядерным синтезом (УТС). Основной элемент 
термоядерного топлива — дейтерий (изотоп водорода), содержащийся в морской воде. Доля дейтерия оценивается в 0,016 % от 
общего числа атомов водорода, входящих в состав воды, а в связи 
с тем, что объем Мирового океана превышает 1340 млн км3, можно 

с уверенностью говорить о высоких запасах данного вида топлива 
на нашей планете.

В реальных условиях кинетическая энергия ядер легких атомов 

слишком мала для начала ядерной реакции. Однако отталкивание 
можно преодолеть, например, сталкивая ядра, обладающие высокой относительной скоростью. В 1932 г. этот принцип был заложен 
Дж. Кокрофтом и Э. Уолтоном в экспериментах, проводившихся 
в Кавендишской лаборатории (г. Кембридж, Великобритания). Облучая литиевую мишень ускоренными в электрическом поле протонами, ученые отслеживали взаимодействие протонов с ядрами 
лития Li. С тех пор прошло более 80 лет и изучен целый ряд подобных реакций, основные из которых рассмотрим ниже более подробно.

Реакция синтеза дейтерия и трития обладает относительно боль
шим сечением и обеспечивает удельную теплотворную способность 
в 3,5 · 1011 Дж/г: 

D + Т → 4Не + n + 17,6 МэВ.

Здесь и далее n — нейтрон; энергия, выделяющаяся в каждой 

реакции, дана в миллионах электрон-вольт (МэВ).

Тритий радиоактивен и период его полураспада составляет 12,5 

лет, поэтому для его воспроизводства предполагается использовать 
литий. Причем, в реакции образуется не только тритий, но и выделяется энергия:

n + 6Li → 4Не + Т + 4,8 МэВ.

Мировые запасы лития оцениваются в 7,3 · 106 т, а запасы дей
терия, как было указано выше, практически неисчерпаемы.

Среди возможных реакций синтеза легких ядер привлекают вни
мание синтез изотопа гелия 3Не с дейтерием:

 
D + 3Не → 4Не + p +18,3 МэВ 
(1.1)

и реакция синтеза дейтерия:

3

3

He
3,25 МэВ
D
D

H
p
4,00
МэВ

n
+
+
+

+
+

↗
↘
.

Здесь и далее p — протон. При кинетической энергии 1 МэВ 

скорость протона составляет 14 500 км/с.

В свое время обе реакции становились объектом подробных экс
периментальных исследований: мишени из тяжелого льда бомбардировались в разрядных трубках пучками ускоренных дейтонов. 
Появление быстрых нейтронов и протонов легко регистрируется 
при энергии дейтонов в несколько десятков килоэлектронвольт 
(кэВ). На ускорение дейтона затрачивается энергии в несколько 
сотен раз меньше, чем выделяется при ядерной реакции, однако 
лишь один из многих тысяч ускоренных дейтонов, падающих на 
мишень, вызывает ядерную реакцию. Остальные рассеивают свою 
энергию на электронах атомов мишени и замедляются до скоростей, 
при которых реакция становится невозможной. Таким образом, 
метод бомбардировки твердой мишени ускоренными ядрами для 
проведения УТС непригоден, так как полученная энергия во много раз меньше энергии затраченной.

Довольно перспективными являются «безнейтронные» реакции, 

при которых обеспечивается снижение наведенной радиоактивности конструкций реактора за счет исключения долговременного 
радиоактивного загрязнения. К подобным реакциям относятся 
следующие реакции синтеза изотопа гелия 3Не — формула (1.1): 

D + 6Li → 24He + 22,4 МэВ;

p + 6Li → 4He + 3He + 4,0 МэВ;

p + 7Li → 24He + 17,2 МэВ.

Протон-протонные реакции, или реакции на легком водороде, 

которые происходят на звездах, для получения перспективного термоядерного горючего не рассматриваются. Для осуществления таких реакций требуются реакторы астрономических размеров, так 
как реакции идут только через слабое взаимодействие с излучением нейтрона: 

p + p → 2D + e+ + ve + 0,4 МэВ.

Существуют и другие типы реакций, однако их выбор напрямую 

зависит от доступности и стоимости топлива, энергетического выхода, легкости достижения требующихся для реакции термоядерного синтеза условий, необходимых конструктивных характеристик 
реактора и т. д.

1.2. Принцип работы термоядерного реактора

В реакции синтеза участвуют два ядра, имеющие заряд и оттал
кивающиеся друг от друга. Для того, чтобы осуществилась реакция, 
необходимо передать этим ядрам достаточную скорость, которую 
можно достичь либо в ускорителе частиц, либо за счет нагрева. На 
рис. 1.2 представлен график, показывающий скорость реакции (сечения) в зависимости от скорости (энергии) сталкивающихся атомов, а на рис. 1.3 — то же, но в зависимости от температуры плазмы.

Рис. 1.2. График, характеризующий скорость термоядерной реакции

в зависимости от скорости сталкивающихся атомов

Из рис. 1.2 видно, что самой «легкой» (для ее проведения тре
буется 100 млн градусов) является реакция D + T, реакция D + D 
примерно в 100 раз медленнее при тех же температурах, реакция 
D + 3He идет быстрее, чем D + D, но только при температурах порядка 1 млрд градусов. 

Отсюда следует, что получение полезной термоядерной энергии 

возможно в случае, когда предназначенная для синтеза смесь нагрета до температуры, при которой кинетическая энергия ядер обеспечивает высокую вероятность их слияния при столкновении, а 
реагирующая смесь термоизолирована — это основное условие протекания термоядерных реакций. 

Рис. 1.3. График, характеризующий скорость термоядерной 

реакции в зависимости от температуры плазмы:

  — DT;  
  — DD;  . . . . . . . .  — D3Не

Математически данное условие может быть описано следующим 

образом: для того, чтобы нагреть термоядерную смесь, необходимо 
1 см3 ее объема сообщить энергию, равную 

P1 = knT,

где k — численный коэффициент;

n — плотность смеси (количество ядер в 1 см3); 
T — требуемая температура. 
Реактор считается энергетически эффективным, если сообщен
ная термоядерной смеси энергия сохраняется в течение определенного времени t, за которое в реакторе должно выделиться термоядерной энергии больше, чем затрачено на нагрев. 

Математически выделившуюся энергию (также на 1 см3) можно 

представить формулой 

P2 = n2Rf(T)τ,

где f(T) — коэффициент, зависящий от температуры смеси и ее состава;

R — энергия, выделяющаяся в одном элементарном акте син
теза;

τ — время удержания плазмы.