Бериллий является дефицитным металлом. По современным оценкам, его мировые природные запасы несколько больше 80 000 т. В 2012 г. во всех странах мира было добыто около 230 т бериллия. В то же время в концептуальных проектах некото-рых энергетических термоядерных реакторов предусматривается применение сотен тонн бериллия. Поэтому возврат в произ-водственный цикл (рециклинг) этого металла будет необходим. В России проведены предварительные проработки радиохими-ческой технологии рециклинга облучённого бериллия. Они остановлены из-за прекращения финансирования. Бериллиевая руда из некоторых основных месторождений бериллия имеет чрезмерно большую для термоядерного реактора концентрацию урана, что ставит вопрос о необходимости разработки и применения экономически приемлемой технологии очистки бериллия от этой примеси. Практически любые технологические операции с бериллием требуют его детритизации. В НИЦ «Курчатовский инсти-тут» проведено исследование выхода трития и гелия из облучённого бериллия при разных температурах и скоростях повыше-ния температуры.Ключевые слова: бериллий, ресурсы бериллия, примеси в бериллии, обращение с бериллием, детритизация бериллия.
SOME THOUGHTS ABOUT BERYLLIUM RESOURCES, IMPURITIES IN IT AND NECESSITY OF ITS DETRITIATION AFTER IRRADIATION
B.N. Kolbasov, V.I. Khripunov, A.Yu. Biryukov NRC «Kurchatov Institute», Moscow, RussiaBeryllium is a scarce metal. According to present-day estimations, its world natural resources somewhat exceed 80 000 t. Beryllium production in all the world countries in 2012 was about 230 t. At the same time, some conceptual designs of fusion power reactors envisage application of several hundred tons of this metal. Therefore return of beryllium into production cycle (recycling) will be necessary. Some preliminary developments of radiochemical technology for beryllium recycling were carried out in Russia. They were stopped due to suspension of financing. Beryllium ore from some main deposits has uranium content exaggerated for a fusion reactor. This fact puts a question on the necessity to develop and apply an economically acceptable technology for beryllium purification from uranium. Practically any technological procedure with beryllium requires its detritiation. A study of tritium and helium release from irradiated beryllium at different temperatures and temperature increase rates was performed in Kurchatov Institute.