Изотопы: без них никуда

Что такое изотопы? Давайте для начала дадим краткое определение.

Как известно, ядро атома состоит из протонов и нейтронов. Протон определяет заряд ядра, а нейтроны вместе с протонами определяют его массу. У каждого химического элемента таблицы Менделеева есть несколько типов ядер. Изотопы — это разновидности атомов и ядер, имеющие один и тот же заряд, одно и то же количество протонов, но различающиеся по массе.

Изотопное направление — одно из ключевых для ВНИИНМа. Мы специализируемся на изотопах легких элементов, то есть тех элементов, которые находятся вверху таблицы Менделеева.

Наше предприятие долгое время носило название НИИ‑9. Оно было создано в 1945 году в рамках атомного проекта для решения задач металлургии и изучения материалов, необходимых для создания атомной бомбы, в первую очередь урана и плутония. Параллельно в СССР шли работы по созданию термоядерного заряда, использующего энергию слияния ядер изотопов водорода, дейтерия и трития. Перед специалистами НИИ‑9 были поставлены задачи по наработке трития, его выделению, химической и изотопной очистке. Практически все ключевые переделы тритиевого цикла в нашей стране разработаны сотрудниками нашего предприятия. И до сих пор работы с тритием занимают важное место во ВНИИНМе, однако сегодня они имеют большей частью мирный характер.

Помимо трития и изотопов водорода изотопное направление ВНИИНМа исторически связано с изотопами лития и бора, а в перспективе планирует заниматься изотопами других элементов, причем не только легких. В сферу его интересов входят наработка и разделение изотопов, изотопный анализ, вопросы диффузии изотопов водорода, а также обеспечение безопасности при обращении с тритием в процессе эксплуатации атомных реакторов и установок специального назначения.

Давайте поговорим об изотопах и обо всем, что с ними связано, подробнее.

Тритий: для космоса, термояда и не только
Тритий вот уже много лет остается главной «рабочей лошадкой» для изотопного направления ВНИИНМа. Расскажу о самых интересных событиях последних лет, связанных с тритием.

Большую известность в последние годы получила так называемая ядерная батарейка, разработанная по комплексному заказу Роскосмоса, при выполнении которого ВНИИНМ сыграл ключевую роль. Такие устройства называются бета-вольтаическими источниками электроэнергии. Они нужны для бесперебойного питания отдельных элементов космических аппаратов в течение многих лет. В рамках этого проекта нами был реализован полный цикл изготовления бета-источников на основе трития, которые, собственно, и являются «сердцем» атомной (ядерной) батарейки. Энергия бета-излучения трития с помощью полупроводникового преобразователя превращается в электричество.

Как же получают бета-источники на основе трития? Сначала в цехе мехобработки готовят подложки в виде дисков. В качестве материала, как правило, используют медь или молибден. Подложка специальным образом подготавливается, и на нее наносят очень тонкий — порядка нескольких микрон или меньше — слой металлического титана; получают так называемую мишень. Затем на вакуумном стенде производят отжиг мишени — это нужно для того, чтобы ушли все газообразные примеси. Далее на том же стенде титановый слой мишени насыщается тритием. Тритий в газообразном виде подают в аппарат насыщения, где он химически связывается титаном. В результате получается источник излучения с большим потоком бета-частиц. Но мало получить такой источник, необходимо при этом еще убедиться, что тритий находится на поверхности мишени в нужном количестве и нужной форме, что поток испускаемых ею бета-частиц соответствует всем требованиям. Только после этого можно приступать к сборке изотопного источника питания. В едином корпусе монтируют бета-источник и полупроводниковый преобразователь так, чтобы бета-излучение попало непосредственно на него с минимальными потерями. Для этого необходимо откачать из корпуса воздух и обеспечить его герметичность, так как столкновение бета-частиц с молекулами газов сильно снижает выход электроэнергии. В состав изотопного источника может входить большое количество пар «бета-излучатель — полупроводник».

Получившаяся батарея способна работать в экстремальных условиях: выдерживать глубокий вакуум, очень низкие и очень высокие температуры, механическую нагрузку. Этот источник питания способен более чем на десятилетие решить вопрос обеспечения энергией жизненно важных для космического аппарата систем и элементов. Предполагается, что изотопный источник питания будет работать вместе с химическими источниками тока. Изготовление ядерных батареек — довольно дорогое удовольствие, поэтому они будут установлены только на самых ответственных узлах.

Тритий в качестве источника излучения в ядерной батарейке имеет ряд преимуществ по сравнению с другими радиоактивными изотопами. Во-первых, это один из самых дешевых радиоактивных изотопов. Во-вторых, это мягкий бета-излучатель, у него нет гамма-­излучения, что обеспечивает безопасность эксплуатации устройств на его основе. В‑третьих, у трития очень удобный период полураспада — чуть более 12 лет: не слишком много и не слишком мало. В‑четвертых, технология нанесения трития на титановые мишени отработана многолетней практикой предприятий Росатома.

Еще одно перспективное направление в работе с тритием, которое мы начали осваивать в этом году, связано с экспериментальным термоядерным реактором «Игнитор», создаваемым в Троицке под руководством АО «ГНЦ РФ ТРИНИТИ» и на его промплощадке.

Термоядерная реакция основана на слиянии ядер водорода, дейтерия и трития. Первый, самый легкий и распространенный изотоп водорода называется протием. Дейтерий в два раза тяжелее, он достаточно редок, но вполне может быть получен из природной смеси изотопов ректификацией, методами химического обмена или электролизом. Тритий, в отличие от двух первых — стабильных — изотопов водорода, радиоактивен. В природе он встречается в таких ничтожных количествах, что выделять его нецелесообразно, поэтому его получают реакторным путем. Ядра дейтерия и трития при слиянии дают колоссальный выход энергии — именно это лежит в основе действия водородной бомбы. К сожалению, до сих пор не удалось реализовать управляемый термоядерный синтез, чтобы использовать эту энергию в мирных целях, как неиссякаемый источник электроэнергии. Проект «Игнитор» направлен как раз на решение этой задачи.

Для обеспечения установки «Игнитор» тритием необходимо осуществить его химическую очистку и выделение из смеси с другими изотопами водорода. После получения нужной смеси дейтерия и трития ее подают в плазменную камеру, где происходит термоядерная реакция. По завершении реакции необходимо снова вернуть дорогостоящий тритий в топливный цикл. В процессе слияния ядер дейтерия и трития образуются гелий, а также углеводороды, аммиак, пары тритийсодержащей воды. Из этого «бульона» тритий нужно выделить как можно более полно, обеспечив также безопасность технологического процесса, так как тритий обладает высокой радиотоксичностью.

По вопросам обеспечения безопасности при работе с тритием мы имеем успешный опыт многолетнего сотрудничества с коллегами из РХТУ им. Д. И. Менделеева. Разработанная ими колонна фазового изотопного обмена позволяет исключить попадание трития в окружающую среду из системы вентиляции. Принцип работы колонны фазово-­изотопного обмена достаточно прост: пары́ радиоактивной воды вместе с потоком газа подаются в нижнюю часть колонны, а сверху она орошается небольшим количеством обычной воды природного изотопного состава. Специальная насадка обеспечивает контакт газа и жидкой фазы. Таким образом, пары́ воды, содержащей тритий, переходят в жидкую фазу, которая собирается в нижней части этой колонны в виде тритиевого концентрата, после чего безопасно захоранивается. Такую колонну РХТУ изготовил и для ВНИИНМа по нашему техническому заданию. Мы активно используем эту установку при демонтаже старого оборудования, загрязненного тритием. Интересно, что после такой очистки на выходе из колонны воздух получается даже чище, чем в обычном помещении.

Для безопасного захоронения тритийсодержащей воды мы осуществляем ее цементирование в герметичном контейнере. Молекулярный водород, содержащий следы трития, может быть сорбирован гранулами металлического титана, который не подвергается коррозии и окислению, поэтому может сотни лет хранить тритий, пока тот не распадется полностью.

Для концентрирования трития, содержащегося в воде, как правило, используют метод химического изотопного обмена в системе «вода-водород». Разработкой таких установок также занимаются наши коллеги из РХТУ.

Как происходит процесс химического изотопного обмена? В насадочной колонне, как и в предыдущем случае. Однако помимо насадки в колонне должен присутствовать специальный катализатор. В мире лишь немногие страны могут похвастать его наличием. Нам повезло: в РХТУ есть собственный катализатор, по характеристикам — один из лучших в мире. В верхней части колонны водород превращают в воду, сжигая его или с помощью каталитического окисления. Полученная вода течет вниз, орошая слои насадки и катализатора и вступая в реакцию изотопного обмена с газообразным водородом, который, наоборот, подается в колонну снизу вверх. Тритий накапливается внизу колонны, а сверху мы получаем очищенный от трития водород, который можно выбрасывать в атмосферу. Однако для протекания этой реакции необходимо воду, стекающую вниз, превращать в молекулярный водород. Для этого используют электролизеры.

Используя такую колонну в сочетании с описанной выше, можно не только уловить, но и сконцентрировать тритий. Так можно добиться значительного уменьшения объемов тритийсодержащих отходов, что удобно при последующем их захоронении.

Помимо этих двух направлений, тритий интересен в качестве радиоактивной метки. С его помощью, например, можно изучить и визуализировать взаимодействие водорода с конструкционными материалами — известно, что при насыщении водородом многие из них меняют свои механические свой­ства. При эксплуатации реакторных установок необходимо контролировать поведение трития, образующегося в ядерном топливе, его диффузию через оболочки твэлов и стенки теплообменников, его переход в другие химические формы. Это тоже входит в круг задач специалистов нашего изотопного отделения.

Как мы проводим такие исследования? Берем конструкционный материал, помещаем в специальный аппарат насыщения, откачиваем воздух и при определенной температуре подаем в аппарат тритий. После насыщения тритием образцы исследуемого материала разрезаем пополам и помещаем на специальную пластину, с помощью которой на компьютере визуализируется распределение трития. По характеру распределения трития и по скорости его проникновения в толщу материала можно определить коэффициенты диффузии, растворимость трития в материалах, что требуется для расчета ресурсных характеристик различных установок, в которых эти материалы используются. Теоретически этот метод исследования может применяться для решения многих промышленных задач, но на практике заказчиком таких работ выступает пока только атомная отрасль.

Немного о боре
Важнейшим изотопом, востребованным атомной энергетикой, является также ¹⁰В. Этот стабильный изотоп — поглотитель нейтронов в широком диапазоне их спектра, причем его характеристики уникальны и в ряде случаев он незаменим. В природной смеси бора содержится порядка одной пятой части ¹⁰В. Если довести концентрацию этого изотопа до 99%, то эффективность борного поглотителя при прочих равных будет в пять раз выше, чем у поглотителя на основе бора природного изотопного состава. Это особенно актуально для управления работой реакторов на быстрых нейтронах, с компактной активной зоной. Кроме того, ¹⁰В перспективен как компонент специальных сплавов для изготовления контейнеров, в которых предполагается хранить и транспортировать отработавшее ядерное топливо.

Производство ¹⁰В в СССР располагалось на территории нынешней Грузии, так что после распада Советского Союза оно оказалось в другом государстве. Сегодня в России промышленного производства ¹⁰В нет. Специалисты ВНИИНМа заинтересованы в развитии этого направления и планируют принять непосредственное участие в воссоздании отечественного производства этого важнейшего изотопа.

Самый простой способ получения ¹⁰В — это многоступенчатая ректификация трифторида бора (BF₃) в насадочной колонне, оснащенной испарителем в нижней части и кондесатором — в верхней.

К сожалению, коэффициент разделения изотопов бора в этом случае невелик, что заметно удорожает получение обогащенного ¹⁰В по ректификационной схеме.

Однако процесс разделения изотопов бора можно существенно интенсифицировать, если ввести в систему с трифторидом бора органический комплексообразователь, например анизол (метиловый эфир фенола). Трифторид бора образует с анизолом неустойчивое соединение, которое можно разложить термически. Изотопный эффект реакции изотопного обмена паров фторида бора с его жидким анизольным комплексом намного выше, чем при ректификации любого борсодержащего вещества. В нижней части насадочной колонны комплекс анизола с трифторидом бора термически разлагают на жидкий анизол и газообразный трифторид бора, который возвращается в колонну и двигается снизу вверх, навстречу потоку жидкого анизольного комплекса. В верхнюю часть колонны подают очищенный анизол, который связывает охлажденные пары BF₃ в жидкий комплекс, поступающий на орошение колонны. Таким образом, на каждой ступени происходят реакции обмена изотопами бора между жидким анизольным комплексом и парообразным фторидом бора.

Процесс очень похож на ректификацию, но по сути является процессом химического изотопного обмена, так же как процесс «вода-водород», описанный выше. Анизольный процесс — самый эффективный и всемирно признанный способ разделения изотопов бора. Производство ¹⁰В в Советском Союзе было налажено именно по этой схеме.

В качестве отхода производства ¹⁰В остается ¹¹В, который долгое время не находил себе специального применения. Однако к нему сейчас проявляется большой интерес, поскольку ¹¹В — прекрасная основа для полупроводниковых материалов специального назначения. Такие полупроводники идеальны для работы в космосе, поскольку не деградируют в потоке космического излучения, в отличие от полупроводников на основе бора природного состава. ¹¹В практически не поглощает нейтроны, поэтому может эффективно использоваться как их отражатель и замедлитель в реакторных установках. Если графит в реакторах канального типа заменить негорючим карбидом ¹¹В, то можно будет их эксплуатировать без риска возникновения аварий, подобных Чернобыльской.

¹⁵N: у него все впереди
Азот, окружающий нас в природе, в основном представлен легким изотопом ¹⁴N, но содержит и второй изотоп, такой же стабильный, — ¹⁵N. Его в природной смеси совсем немного, чуть более 1/3 процента. Этот редкий изотоп в концентрированном виде применяется сейчас в небольших количествах в сельском хозяйстве, агротехнике, а также в биологии и медицине в качестве изотопной метки. Ведь азот — это важнейший элемент, необходимый для жизни всех животных и растений.

Тем не менее у ¹⁵N есть все шансы стать важным материалом в атомной отрасли. Одна из самых перспективных разработок современной отечественной атомной энергетики — нитридное топливо (нитриды — это соединения азота с менее электроотрицательными элементами. — Прим. ред.). В нем, как известно, вместо диоксида урана (UO₂) используют его нитрид (UN), у которого почти в полтора раза больше плотность и который, вдобавок ко всему, имеет высокую теплопроводность, почти как у металлов.

Что это значит? В топливной таблетке с UO₂ во время ядерной реакции сердцевина неизбежно нагревается сильнее, чем периферия. Накопление тепла создает опасность перегрева и разрушения твэла с катастрофическим выделением всей накопленной энергии, поэтому приходится снижать мощность реакторной установки. А в топливной таблетке с нитридом урана тепло не накапливается и сразу выходит за пределы твэла — в теплоноситель. На таком топливе можно создать компактную активную зону с нужным количеством урана и инициировать реакцию проще и эффективнее, чем на традиционном оксидном топливе. Кроме того, в нитридном топливе можно вместо урана без проблем сжигать плутоний и трансмутировать такие вредные компоненты ОЯТ, как нептуний, америций и кюрий.

Все бы хорошо, но у нитрида есть одно неприятное свой­ство. А именно: природный азот, основа которого — ¹⁴N, поглощает нейтроны, в результате чего бесполезно тратится ядерное топливо и к тому же нарабатывается очень опасный радиоактивный ¹⁴C, который нужно как-то утилизировать. А что, если заменить природный азот в нитридном топливе на полностью идентичный ему по химическим свой­ствам ¹⁵N? Этот изотоп не поглощает нейтроны ни в тепловом, ни в быстром спектре их энергий. Мы сразу получаем выигрыш в нейтронах, уменьшая потребность в уране и плутонии, а помимо этого, сокращаем до минимума наработку ¹⁴C, не тратимся на его иммобилизацию и захоронение. То есть, используя нитридное топливо на ¹⁵N, мы убиваем двух зайцев одним выстрелом!

Сейчас мировая наработка этого изотопа — десятки, сотни килограммов. А для атомной энергетики на нитридном топливе, даже по самым скромным подсчетам, понадобятся тонны ¹⁵N, причем с высоким обогащением — до 99,9%. Следовательно, нужен совершенно другой подход к разделению изотопов азота — крупнотоннажный, а не килограммовый. Возможно, это будет сочетание нескольких известных методов, а может быть, потребуется разработать кардинально иной способ для первичного концентрирования, чтобы с наименьшими затратами «снять сливки» с огромных объемов азота природного изотопного состава. Несомненно, нужно рассмотреть и возможность повторного использования ценного ¹⁵N, выделяемого при переработке ОЯТ с нитридным топливом. Реализация такого проекта потребует многолетней работы с привлечением многих отраслевых и внеотраслевых организаций, в том числе вузов, обладающих компетенциями в этой области.

Методов разделения изотопов азота известно много, и практически все они физико-­химические. В первую очередь, это химический изотопный метод, то есть такое равновесие между газом и жидкостью, когда обмениваются изотопы азота, входящие в различные химические соединения. Наиболее распространен так называемый Nitrox-­процесс, когда в колонне с насадкой происходит многоступенчатое уравновешивание жидкой азотной кислоты, навстречу которой подаются пары диоксида и оксида азота. Взаимодействуя с азотной кислотой, газы и кислота меняют свой изотопный состав, и мы получаем обогащение по ¹⁵N в нижней части колонны.

Изотопный эффект в этой химобменной системе очень высок, но она имеет одно очень неприятное обременение. В верхней части колонны нужно превратить все оксиды азота в азотную кислоту, а в нижней части, наоборот, превратить азотную кислоту в оксиды азота. В качестве химического реагента требуется диоксид серы, который при взаимодействии с азотной кислотой дает оксиды азота, а в качестве отхода — разбавленную серную кислоту. Оценки показывают, что для получения 1 тонны высокообогащенного ¹⁵N потребуется использовать до 50 тыс. тонн диоксида серы, при этом в качестве отхода мы получим эквивалентное количество серной кислоты. Этот метод вполне можно использовать при малых объемах производства, а при выделении ¹⁵N из природной смеси изотопов для обеспечения потребностей атомной энергетики он применим разве что на заключительных стадиях концентрирования.

¹⁵N можно также получать ректификацией молекулярного азота, например, в криогенной воздухоразделительной установке. Изотопный эффект в этой системе совсем невелик, но молекулярный азот — самая дешевая и безопасная форма азота, поэтому, возможно, этот метод при его реализации в тоннажных масштабах будет экономически эффективен. Известны и другие методы разделения изотопов азота, которые могут быть использованы для решения поставленной задачи. Как видим, придется кардинально менять подход к вопросу разделения изотопов азота.

¹⁵N может успешно применяться не только в нитридном топливе, но и в оболочках твэлов. Как известно, одна из амбициозных задач, стоящих перед атомщиками в целях повышении безопасности топливного цикла, — научиться изготавливать оболочки твэлов из карбида кремния вместо циркония и нержавеющей стали. ВНИИНМ сейчас как раз ведет работы в этом направлении. Так вот, наши коллеги показали, что в смеси с нитридом кремния карбид кремния приобретает целый ряд ценных свой­ств. Но чтобы не терять нейтроны на поглощение их оболочкой твэла, нитрид кремния не должен содержать ¹⁴N. Получается, что если будет налажено промышленное производство ¹⁵N, то этот изотоп может использоваться как внутри твэла, в составе нитридного топлива, так и снаружи, в его оболочке. Так что у ¹⁵N просматривается очень привлекательное будущее в атомной ­энергетике.

⁷Li: «рабочая лошадка» ЖСР
Для атомной энергетики очень интересны оба изотопа лития. Легкий изотоп, ⁶Li, активно поглощает нейтроны и традиционно используется для наработки трития — основы термоядерной энергетики будущего. А ⁷Li, наоборот, практически не поглощает нейтроны, поэтому его применяют для корректировки водно-­химического режима теплоносителя первого контура на современных АЭС. Гидроксидом ⁷Li нейтрализуют коррозионно-­активную борную кислоту, которую, в свою очередь, вводят для снижения избыточной реактивности реактора в начале его кампании.

Гидроксид ⁷Li — самый лучший реагент для этой цели. Этот продукт производит наша отрасль и успешно поставляет его за рубеж. Но кроме того, ⁷Li незаменим в жидкосолевом реакторе (ЖСР), разработкой которого сейчас занимается целый ряд предприятий атомной отрасли. Напомню, речь идет о гомогенном реакторе, в котором предполагается сжигать самые неприятные ядерные отходы (например, те же кюрий с америцием) в виде их раствора в расплавах на основе фторида ⁷Li.

Традиционно разделение изотопов лития ведется по многоступенчатой химобменной схеме: металл, растворенный в ртути, то есть амальгама лития, вступает в контакт с раствором гидроксида или соли лития в воде, при этом происходит распределение его изотопов между водной фазой и фазой металлической ртути. Это эффективный процесс, но ртуть очень токсична и дефицитна. Например, перед НЗХК — единственным в России предприятием, занимающимся разделением изотопов лития, — остро стоит проблема демеркуризации территорий, демонтируемых установок и рабочих корпусов, в которых это производство располагалось (демеркуризация — удаление ртути и ее соединений физико-­химическими и/или механическими способами.— Прим. ред.).

Кроме того, для будущих нужд атомной энергетики потребуются тонны ⁷Li, а такие объемы не удастся получить вышеописанным методом: ртути на земле очень мало. Нужно искать кардинально другие методы разделения. Ученые всего мира, и мы в их числе, пытаются использовать для этой цели экстракционные процессы. Для этого нужно найти высокоэффективные экстрагенты, работающие по принципу «гость-хозяин», которые помогли бы обеспечить разделение изотопов лития без применения ртути. Наиболее перспективны, на наш взгляд, краун-­эфиры: циклические соединения, которые по принципу «гнезда» экстрагируют изотопы лития из водной фазы в фазу органического растворителя с очень хорошей изотопной селективностью. Исследования в этом направлении мы сейчас ведем вместе с коллегами из МГУ им. М. В. Ломоносова.

Электромагнитное разделение изотопов: неожиданно!
На фоне газовых центрифуг и физико-­химических методов разделения изотопов, которые хорошо подходят для элементов в газообразном состоянии, мало заметен еще один метод. Это электромагнитная сепарация, которая исторически одной из первых применялась для разделения изотопов урана. Когда мы с коллегами-­приборостроителями из Санкт-­Петербурга совместно разрабатывали масс-спектрометры для изотопного анализа, возникла идея переработать этот традиционный метод для современных потребностей атомной энергетики, ведь для многих элементов электромагнитная сепарация — единственный способ, которым можно делить их изотопы. Это относится в первую очередь к тем химическим элементам, которые трудно перевести в газообразное состояние.

Как работает электромагнитная сепарация? Если через магнитное поле пропустить пучок заряженных ионов, то даже ионы с одинаковыми зарядами будут вести себя по-разному: более легкие полетят по траектории с меньшим радиусом, более тяжелые — по траектории с бо́льшим радиусом. Изотопы разделяются, остается только их собрать.

В России лидером направления электромагнитного разделения изотопов исторически является комбинат «Электрохимприбор», обладающий мощнейшими разделительными установками. Однако все нынешние установки электромагнитного разделения очень энергозатратны, использовать их для наработки большого количества изотопов слишком накладно, к тому же производительность их низка. Если изотопы требуются для производства радиофармпрепаратов или для фундаментальных исследований, то высокая стоимость и низкие объемы производства никого не смущают. Но как быть, если нужны килограммы и даже сотни килограммов изотопов, которые невозможно получить ни в колоннах, ни на центрифугах? А ведь атомная энергетика диктует задачи наработки именно значительных объемов некоторых изотопов. Например, такой лантаноид, как гадолиний, сейчас активно применяется в ядерном топливе как выгорающий поглотитель. В самом начале работы твэлов он поглощает лишние нейтроны, снимая избыточную реактивность, причем по мере расходования урана расходуется и поглотитель. Таким образом, топливо может работать в реакторе дольше, что дает значительную экономию. Но больше определенного количества гадолиния в таблетки с урановым топливом просто не впихнуть — они будут рассыпаться. А ведь эффективность поглотителя можно поднять в шесть раз, если из природной смеси выделить изотоп ¹⁵⁷Gd и создать ядерное топливо на его основе. Но как это сделать? Все попытки получить летучее соединение гадолиния и разделять его изотопы на центрифугах пока безуспешны. А электромагнитное разделение изотопов никто всерьез не рассматривает в силу сложившихся стереотипов о дороговизне и малой производительности таких процессов.

Мы совместно с коллегами из Института аналитического приборостроения РАН и Физико-­технического института им. А. Ф. Иоффе в Санкт-­Петербурге пришли к выводу: способ электромагнитного разделения можно существенно переработать, избавив его от привычных недостатков. Причем для этого достаточно использовать те приемы, которые уже давно успешно применяются в аналитике, при разработке масс-спектрометров. Электромагниты вполне можно заменить высокостабильными постоянными магнитами, не «съедающими» электроэнергию; для улучшения разделения изотопов существуют системы с двой­ной фокусировкой; а повысить производительность можно с помощью плазменных источников ионов, обладающих очень большой интенсивностью.

Эти и другие технические решения позволят вывести процесс электромагнитного разделения на экономически оправданный уровень. Процесс разделения изотопов станет настолько экономичным, что затраты электроэнергии будут в первую очередь определяться работой управляющего компьютера и освещением рабочих мест. Естественно, таким способом можно получать не только гадолиний, но и изотопы химических элементов всей таблицы Д. И. Менделеева. Однако для гадолиния и тяжелых элементов вообще этот процесс будет гораздо более производителен, чем для легких, — из-за большой массы ядер.

Как видите, иногда полезно обратить внимание на разработки, которые на первый взгляд кажутся устаревшими, чтобы дать им второе дыхание. Вдвой­не приятно видеть результат совместной работы специалистов из разных областей знаний. Всё это дарит изотопному отделению ВНИИНМа новые идеи и позволяет уверенно смотреть в будущее.