The History of Plutonium Production in Russia Anatoli Diakov
ІСТОРІЯ виробництва плутонію В РОСІЇ
Анатолій Дьяков працює в Центрі з контролю над озброєннями, Московський фізико-технічний інститут, Московська область, Росія
Близько 17 тонн російського плутонію збройової якості було використано в випробуваннях ядерної зброї або втрачено в відходах і в боєголовки трьох підводних човнів, які затонули.
КОНСТРУКЦІЯ І ОПЕРАЦІЇ виробничих РЕАКТОРІВ
Чи не весь російський плутоній був отриманий в реакторах з графітовим сповільнювачем. Кожен реактор побудований навколо циліндричної збірки графітових блоків (Рис.1) 5.
Графітові блоки в збірці мають щілини між собою для циркуляції азотного охолоджувача. У збірці також є вертикальні канали для палива і водяного охолодження. Вона спирається на підтримуючу структуру з дірками під каналами для вивантаження опроміненого палива Кожен канал укладено в тонкостінну трубку з алюмінієвого сплаву. Більшість каналів містило 70 паливних стрижнів (Рис.2), але деякі призначені для контрольних стрижнів. Охолоджуюча вода протікає через трубки і навколо паливних стрижнів 6.
Радянський Союз побудував чотирнадцять таких виробничих реакторів з графітовим сповільнювачем і водяним охолодженням на трьох майданчиках в Росії: шість у виробничому об'єднанні "Маяк" в Озер-ську (колишньому Челябінську-65) близько Челябінська на Уралі; п'ять на Сибірському хімічному комбінаті в Сіверську (колишньому Томську-7) близько Томська; і три - на гірничорудному та хімічному комбінаті в Желєзногорську (колишньому Красноярську-26) близько Красноярська. Дванадцять були сконструйовані для виробництва плутонію і два для виробництва тритію і інших ізотопів. Крім того, чотири виробничих реактора зі сповільнювачем з важкої води працювали на майданчику "Маяка".
У 1952 році було ініційовано систематичне науково-технічне дослідження, як ще більше збільшити рівні робочої потужності виробничих реакторів наступними методами: 8
1. Збільшення потоку охолоджуючої води через активні зони реактора
2. Збільшення опору корозії у вкладишів в канали і у оболонок палива
3. Зменшення швидкості окислення графіту, і
4. Збільшення внутрішньої робочої температури паливних елементів.
Пропускна здатність охолоджуючої води зросла після збільшення зазору між стінками каналу і паливом 9. Проблема корозії була вирішена вибором відповідних алюмінієвих сплавів і додаванням біхромату натрію, що зробило охолоджуючу воду м'якшою (рН близько 6.0-6.2). Проблема окислення графіту була вирішена, коли для охолодження графіту почали використовувати азот замість повітря. До кінця 50-х років поліпшення були введені в конструювання палива, включаючи перехід на легування урану, щоб зменшити викликається радіацією роздування урану, теплове зміцнення уранових стрижнів, поліпшення опору оболонки корозії і контроль якості протягом виробництва палива.
Ці нововведення зробили можливим підняти рівні потужності реакторів в кілька разів, як випливає з подальшого.
На Рис. 3 наводяться оцінки щорічних кількостей плутонію, отриманих на кожній з трьох майданчиків, які виробляли плутоній, окремо і разом.
Мал. 3. Оцінки щорічного виробництва плутонію збройової якості по майданчиках і в цілому (кг на рік). Виробництво від всіх майданчиків показано кумулятивно, так що загальне виробництво становило близько 4.5 тонн / рік за період 1966-90 рр. По осі Х відкладені роки, а по осі У - виробництво плутонію (кг / рік). У найсвітліше фон пофарбовані дані по Желєзногорська (Червоно-Ярського-26), більш темний фон відповідає даним по Озерськ (Томськ-7), а найбільш темний - "Маяку".
Виробниче об'єднання "Маяк" (Челябінськ-65)
Терміни роботи п'яти виробничих реакторів "Маяка" з графітовими сповільнювачами, а також рівні потужності (проектні та остаточні робочі) наведені в Таблиці 1. Всі реактори мали системи одноразового охолодження водою, де вода від зовнішнього джерела прокачувалася через охолоджуючі канали та виливалася в басейни.
Перший реактор для виробництва плутонію ( "А") був сконструйований під керівництвом Н.А.Доллежаля для роботи при потужності 100 МВт 10. Реактор мав 1149 вертикальних паливних і керуючих каналів в графітовому блоці з повною масою 1050 тонн. Всі канали (за винятком двадцяти п'яти) були завантажені природним ураном з повною масою близько 120-130 тонн. Сімнадцять каналів використовувалися для керуючих стрижнів, а вісім для експериментів. Максимальна проектна тепловиділення паливного елемента в центральних каналах становило 3.45 кВт. Початкові темпи виробництва у реактора становили в середньому 0.1 кг плутонію в день або 0.1 кг плутонію на тонну опроміненого уранового палива 11.
Табл. 1. П'ять виробничих реакторів з графітовим сповільнювачем на "Маяку".
Потужність (МВТ) (проектна / збільшена)
Виробництво плутонію реактором А за період 1950-1954 років оцінюється в припущенні, що середня потужність реактора складала 180 ± 5 МВт 4. Дев'яносто п'ять тонн з приблизно 130 тонн природного урану в збірці були розвантажені після 94 ефективних днів операцій на повній потужності 15. Якщо прийняти до уваги час, необхідний на перезавантаження палива і на проведення профілактичного ремонту, повна тривалість циклу складе 103 дня. Приблизно 340 тонн відпрацьованого палива, що містив близько 58 кг плутонію, довелося розвантажувати з реактора щорічно.
У перший рік роботи на проектній потужності кожен з АВ-реакторів виробляв близько 260 грамів плутонію в день 19. Протягом кількох перших років роботи реактор АВ-3 використовувався для виробництва як плутонію, так і тритію. Починаючи з другого року роботи реакторів, їх потужність поступово підвищувалася і досягла 600 МВт в 1963 році 20. Перші ремонти були проведені через 6-7 років роботи. Великі поліпшення відбулися на початку 60-х років після другого капітального ремонту, коли були вирішені важливі проблеми з вкладишами в канали і з паливними елементами. Після цього рівні потужності 1200 МВт і щорічне виробництво плутонію 270 кг / рік зберігалися всіма трьома реакторами до їх закриття (Таблиця А.1) 21.
Реактори на важкій воді
Чотири виробничих реактора, де важка вода використовується для уповільнення нейтронів і для охолодження також побудовані на майданчику "Маяк" (Таблиця 2). Всі вони сконструйовані в ОКБМ.
Реактор ОК-180 завантажувався 15 тоннами уранового палива і 37.4 тоннами важкої води. Він здатний зробити 0.1 кг плутонію в день або 32 кг на рік 25. Хоча спочатку він призначався для виробництва плутонію, через два роки його завантажили збагаченим (2% урану-235) ураном і використовували для виробництва урану-233, кобальту-60, фосфору -32 і тритію 26. Три інші важководні реактори використовувалися, щоб отримувати тритій для зброї, а також інші ізотопи. Єдиний все ще працює реактор на важкій воді - це "Людмила", яка виробляє деяку кількість тритію, але 75% її можливостей використовуються на виробництво медичних ізотопів 27.
Табл. 2. Реактори на важкій воді на "Маяку".
Потужність (МВТ) (проектна / збільшена)
Оцінки виробництва плутонію на "Маяку" підводяться по реакторів і по роках в Таблиці А.1.
Сибірський ХІМІЧНИЙ КОМБІНАТ (Томськ-7)
П'ять реакторів для виробництва плутонію були побудовані і працювали на майданчику Томськ-7 (дивіться таблицю 3) 30. Всі вони використовували графіт для уповільнення нейтронів і звичайну воду для охолодження. Перший реактор - І-1 мав систему охолодження з одноразовим проходженням води, але інші чотири реактора мали замкнуті первинні контури з теплообмінниками, які виробляли пар для отримання електрики і нагріву житлових приміщень.
Табл. 3. Виробничі реактори Томська-7.
Про - одноразовий; ЗК - замкнутий контур
Три реактора АДЕ також були спроектовані в ОКБМ для постачання житлових районів теплом і електрикою разом з отриманням плутонію і роботи при потужності 1450 МВт. Їх графітові кладки мали по 2832 каналу кожна, з яких 132 були використані для контрольних стрижнів. Для збільшення нейтронного потоку в зовнішній частині активної зони 92 паливних каналу були завантажені збагачені на 90 відсотків паливом з металолокерамікі 31. В активній зоні кожного реактора містилося 300 тонн палива з природного урану. При збільшеній потужності до 1900 МВт розвантажувалося 65 кг плутонію через 42 повних дні роботи при такій потужності. 3 Щорічно понад 1200 тонн опроміненого палива, що містить приблизно 500 кг плутонію, вивантажувалось з кожного реактора (Таблиця А-2) 33.
ГІРНИЧО-ХІМІЧНИЙ КОМБІНАТ (Красноярськ-26)
Три реактора, які робили плутоній, типів АД і АДЕ були побудовані на майданчику в Желєзногорську (Красноярськ-26) між 1958 і тисячу дев'ятсот шістьдесят три роками (Табл. 4). Вони були розташовані в підземних тунелях для захисту від американського ядерного нападу. Як і реактори типу АДЕ в Томську-7, красноярські реактори були сконструйовані в ОКБМ з проектною потужністю 1450 МВт кожен. Реактор АТ охолоджувався проточною водою. Реактори АДЕ-1 і АДЕ-2 були призначені для двох завдань, але АДЕ-1 працював на проточній воді.
На Рис.4 наведено оцінки кумулятивного кількості плутонію, виробленого на трьох майданчиках, окремо і разом.
Табл. 4. Красноярські реактори для виробництва плутонію.
Невизначеності наведених вище оцінок випливають насамперед із неточності рівнів потужності індивідуальних виробничих реакторів і передбачуваної тривалості їх операцій на цих рівнях потужності.
Найбільш важлива невизначеність відноситься до темпів, з якими зростала потужність реакторів над початковими проектними рівнями і до рівнів потужності, до яких вона зростала. Проведені тут оцінки припускали, що для реакторів першого і другого покоління (А, АВ і І) процес розгону потужності займає 6-12 років, а для реакторів третього покоління -3-5 років. Це призводить до невизначеності ± 5 тонн у виробництві плутонію. Якщо припустити, що невизначеність в рівні потужності вдосконалених реакторів дорівнює ± 5 відсотків, то це призведе до додаткової невизначеності в кількості плутонію ± 6 тонн.
Що стосується тривалості періоду введення реактора в експлуатацію, то проведені тут оцінки припускають тривалість цього періоду дорівнює трьом тижнях. Але потрібно більше одного місяця, щоб вивести деякі реактори на їх проектну потужність. Такі невизначеності призводять до додаткової невизначеності в кількості плутонію порядку ± 0.3 тонни.
У разі зупинок через операційних проблем більше їх кількість відносно короткий і реактори повертаються в робочий стан через 20-30 хвилин. Але проходять дні і тижні для відновлення нормальних операцій після перегріву або плавлення паливних елементів або алюмінієвих вкладишів в канали. Такі випадки траплялися близько 150 разів. Якщо припустити, що на очистку і заміну в середньому йде
від 4 до 10 днів, що виникла невизначеність призведе до ± 0.75 тоннам плутонію.
Якщо припустити, що згадані вище невизначеності випадкові і не пов'язані між собою, повна невизначеність загального російського виробництва плутонію збройової якості становитиме близько ± 8 тонн.
Втрати і використання плутонію
Деяка частина отриманого в паливі реакторі плутонію не повертається і залишається у відходах з високим рівнем активності. Деяка частина використовувалася при ядерних випробуваннях і в критичних збірках, а невелика кількість було втрачено в трьох підводних човнах, які затонули.
Втрати при переробці
На початку 50-х років около13 відсотків плутонію в паливі виробничих реакторів втрачалося в відходах з високим рівнем активності 34. В середині 60-х років втрати зменшилися до 3-5 відсотків. На основі цієї інформації величина плутонію, що залишився в відходах від переробки, оцінюється приблизно в 5.5 тонн. Тоді 139 ± 8 тонн збройового плутонію має бути отримано з виробничих реакторів.
Втрати при виготовленні
Деяка кількість плутонію було втрачено під час виготовлення збройових плутонієвих компонент. На основі досвіду США. де такі втрати становили близько 5%, величина плутонію, втраченого таким шляхом, оцінюється в 7 тонн.
Використання в ядерних випробуваннях
Радянський Союз зазнав усього 939 ядерних вибухових пристроїв 35. Якщо припустити, що кожен пристрій містив в середньому 4 кг плутонію, то довелося використовувати в випробуваннях 3.9 тонни плутонію.
Використання в критичних збірках
Близько 0.54 тонни плутонію збройової якості знаходиться зараз в критичних збірках.
Три радянські підводні човни, обладнані 25 ядерними боєголовками, які містили всього 0.1 тонну плутонію і були загублені 66.
Наведені вище оцінки виробництва, втрат і використання підсумовані в Табл.5.
Табл. 5. Виробництво, використання і запаси російського плутонію збройової якості
ПРИМІТКИ І ПОСИЛАННЯ
2. Нещодавно вийшло тритомне видання "Атомний проект СРСР, Документи і матеріал" під редакцією Лева Ря-Бева (Наука-Фізматліт). У нього входять (раніше секретні) урядові документи, що стосуються розробки радянської ядерної інфраструктури в період 1945-1954 років.
8. Дивіться 5. (Бурдаков).
А.К.Круглов, "Нотатки про першому реакторі з виробництва плутонію в СРСР", в книзі
12. Дивіться книгу 10. Я.П. Докучаєв, "Від плутонію до плутонієвої бомби: від мемуарів до учасників подій".
14. Дивіться 9. стор.130.
15. Це відповідає 0.17 кг плутонію на тонну палива. Дивіться також 7.
16. Дивіться 9. стор. 136.
17. Дивіться 2. Документ 46, "Рішення Ради Міністрів про спорудження агрегату АВ", том другий, Атомна бомба, 1945-1954, книга 4.
18. Дивіться 2. Документ 300, "Інформаційна зведення про ядерні реакціях", том другий, Атомна бомба, 19451954, книга п'ята.
19. Дивіться 2. Документ 293.
28. Дивіться 9. стор. 130.
29. Дивіться статтю Кузнєцова 22. Коли стабільний кремній-30 поглинає нейтрон, він перетворюється в кремній-31 і з періодом напіврозпаду 2.6 години перетворюється в стійкий фосфор-31.
31. Керметовое (металокерамічне) паливо містить 6% UO 2. перемішаного з алюмінієм. Концентрація урану-235 в керметовом паливі така ж, як в паливі з природного урану, і тому генерується таку ж кількість тепла, але практична відсутність урану-238 в паливі знижує поглинання в ньому нейтронів і тим самим компенсує більш високу витік нейтронів через поверхню реактора з зовнішньої частини активної зони.
Додаток А. оцінених виробництва плутонію по реактору І ГОДАМ
Табл. А.1. Майданчик Маяк (всі величини в кілограмах)