Описывая ядерную энергетику, всегда ловишь себя на простой мысли: «Ну вот тут, в принципе, можно вставить такое коротенькое научное пояснение...», а потом вдруг осознаешь, что фраза:
Самое важное. Самое полезное. Самое интересное...
Описывая ядерную энергетику, всегда ловишь себя на простой мысли: «Ну вот тут, в принципе, можно вставить такое коротенькое научное пояснение...», а потом вдруг осознаешь, что фраза:
«...спектр захвата нейтронов у чётно-чётных ядер (например, 238U) существенно резонансный, характеризующийся массой узких и высоких пиков в окрестностях 1,6 МЭв, а вот спектр захвата нейтронов у ядра 239Pu и спектр деления 235U — наоборот, пологий, с существенным максимумом значений в тепловой области, что соответствует сечению деления 235U тепловыми нейтронами в 580 барн, а вот сечение захвата тех же тепловых нейтронов для 238U составит всего 2,3 миллибарна...»
будет смотреться в популярной статье приблизительно так же, как фраза из Конфуция на китайском языке в меню хорошего китайского ресторана в Москве. Вроде бы и к месту. Вроде бы и по делу. Но только никто не прочитает. А кто и попробует прочитать — всё равно мало что поймёт из этой «китайской грамоты».
Поэтому — постараемся быть попроще в объяснениях, хотя, конечно, кое-где весьма существенные детали нашего повествования останутся за кадром. Однако, при этом, большая часть умолчаний или неких упрощений, как я надеюсь, не очень повлияет на дальнейший рассказ о ЗЯТЦ.
А начнётся он у нас с мартовского утра 1959 года возле бельгийского городка Мол, которое и запечатлено на этом старом архивном фото:
Это фото стройки бельгийского экспериментального реактора BR-3, который был частью теперь уже многими забытой .
Реактор BR-3 был по-своему уникален для истории атомной отрасли. Кроме участия в нашем рассказе о ЗЯТЦ, он стал, в 1962 году, первым лёгководным реактором под давлением (PWR), который был запущен в строй за пределами США.
Надо сказать, что первый советский лёгководный реактор под давлением, «прадедушка» нынешнего ВВЭР-1200, был запущен в СССР только в 1964 году. Это был ВВЭР-210, первый реактор будущей Нововоронежской АЭС. Ну а сегодня вшестеро более мощный ВВЭР-1200 начинает историю уже другой, российской станции — Нововоронежской АЭС-2.
Впервые в мире MOX-кассета была загружена в энергетический легководный реактор именно в Бельгии. Это произошло в 1963 году — на том же реакторе BR-3. Именно Бельгия, как это ни странно, весь ХХ век была впереди всех в мире в вопросе переработки реакторного плутония в МОХ-топливо.
И вот тут нам надо в своём рассказе развеять ещё один досужий миф: о том, что плутоний, полученный в результате работы ЗЯТЦ можно, якобы, как-то использовать для производства «ядрёной бонбы».
Всё дело в том, что обыватель часто путает оружейный и реакторный плутоний. И дело тут, как и всегда, в изотопах. А их у плутония, как и у урана, сразу несколько. Главные и самые долгоживущие среди них — три: 238Pu, 239Pu и 240Pu.
Разберём детально их физические свойства, попутно рассказав как их получают.
Самый лёгкий и одновременно самый зрелищный «вживую» — это, несомненно, изотоп 238Pu. Период полураспада этого монстра всего 86 лет, в силу чего брать его в руки категорически не советуют. Да и сделать это затруднительно — в силу его тёмно-вишнёвой наружной поверхности с температурой около 1000 °C.
Чистый, металлический плутоний просто не выдержит разогрева до таких высоких температур — в отличии от весьма тугоплавкого урана, плутоний плавится уже при температуре в 639 °C. Поэтому на фотографии вы видите топливную таблетку, изготовленную из тугоплавкого химического соединения — диоксида плутония.
При этом, надо понимать, что 238Pu разогревается до таких высоких температур отнюдь не за счёт цепной реакции деления — источником его нагрева служит банальный, но очень интенсивный альфа-распад 238Pu, который и обеспечивает удельное тепловыделение в 560 Ватт на килограмм изотопа. Как говорится «Вот за это, Сеня, мы тебя и любим!».
Именно 238Pu прижился, как идеальный радиоизотопный термический источник для различных вариаций РИТЭГов — радиоизотопных термоэлектрических генераторов. «238-й» служил на арктических маяках вдоль трассы СМП, много раз летал в космос, побывав на Марсе, Луне, слетав к кольцам Сатурна и к Титану, выйдя за пределы Солнечной системы вместе с «Вояджерами» и находясь сейчас на подлёте к Плутону с зондом «Новые горизонты».
Везде, где человечеству нужен был компактный и мощный источник тепла и электроэнергии — безумно горящий своей живительной альфой «238-й» спешил на помощь.
Проблема с 238Pu состоит в ином: это очень сложный и капризный в получении изотоп. Не утомляя вас изречениями Конфуция о «множественных захватах нейтронов ядром изотопа 235U» скажу лишь, что на сегодняшний день количества полученного всем человечеством 238Pu исчисляются десятками килограмм, а стоит этот килограмм просто безумных денег — более миллиона долларов США.
Кстати, именно от доброй воли России сегодня, в общем-то, зависят и успехи тех же США и ЕС по исследованию дальнего, холодного космоса, поскольку именно Россия сегодня является крупнейшим производителем изотопа 238Pu. Почему — чуть ниже.
Два других изотопа — 239Pu и 240Pu ведут себя гораздо более спокойно, обладая уже длительными периодами полураспада в 24 360 и 6580 лет соответственно, и тоже идущего с излучением альфа-частиц.
Эти изотопы, при желании уже можно даже потрогать в защитных перчатках — удельное тепловыделение у них исчисляется всего лишь единицами ватт на килограмм изотопа, в силу чего слитки из них могут нагреться только до приятно-тёплой, комнатной температуры. Зачем нужны защитные перчатки и герметичная упаковка даже в этом случае — повторять не буду, уже писал.
Вот от соотношения этих изотопов в ОЯТ и зависит то, будет ли полученный из реактора плутоний оружейным (то бишь пригодным для производства ядерного оружия) — или же он будет реакторным, то есть обречённым вечно гореть в реакторном аду, снова и снова возвращаясь туда в виде МОХ-сборок.
Первые реакторы-наработчики плутония и в СССР, и в США были спроектированы именно так, чтобы максимизировать выход по изотопу 239Pu, но, в то же время, практически не нарабатывать 240Pu. Это связано с различием их по физическим свойствам и способам радиоактивного распада. Опять таки, не приводя тут полного текста высказывания Учителя Истины, скажу лишь вывод — военные даже в 1940-х годах дураками не были, свойства данные учли и получали именно нужный им изотоп — 239Pu, который и есть тот самый, жуткий и ужасный оружейный плутоний, который собираются сбросить нам на головы ядерные террористы.
Так получали плутоний. Реактор Б в американском Хэнфорде.
Если же мы посмотрим на тот плутоний, который нам выдаёт не специализированный, а обычный, энергетический реактор, не оптимизированный под производство 239Pu, то мы на выходе получим весьма пёструю смесь различных изотопов, включая и очень вредный для производства оружия 240Pu. Почему 240Pu вреден для производства оружия — вам, опять-таки, может рассказать Учитель Кун, я же вам скажу, что такой, состоящий уже из смеси изотопов 240Pu и 239Pu плутоний, уже носит название реакторного плутония и пригоден только для ЗЯТЦ, но никак — не для бомбы.
Именно такой, «грязный» плутоний и начал скапливаться во Франции и в других европейских странах в 1960-х - 1970-х годах, когда бельгийцы поняли, что их собственная ядерная программа, которую они начали реактором BR-3 внезапно оказалась без источников сырья.
Внезапность этого события была связана с другой страной, внезапно появившейся на карте Африке через год после момента, запечатлённого на фотографии постройки реактора BR-3, относящейся к весне 1959 года.
30 июня 1960 года бывшая колония Бельгии, так называемое Бельгийское Конго, с месторождений которого и был добыт первый в мире оружейный уран, использовавшийся для изготовления бомб, сброшенных на Хиросиму и Нагасаки, объявила независимость. Урановые копи конголезской Катанги стали для Бельгии столь же недостижимы, как и гелий-3 в лунном реголите.
(Учитель Кун-цзы, да простит мне очень краткий рассказ о сути Манхэттенского проекта и участия в нём конголезских копей, я всё помню про то, из чего делали «Малыша», «Толстяка» и «Тринити». Да, там был и плутоний. Да, добыли природный и обогатили в оружейный. Да, не только из Конго.)
Но нас в истории, в общем-то, интересуют скорее бельгийцы. Оставшись «на бобах» со своей, только стартовавшей программой ядерной энергетики, бельгийцы, надо сказать, не растерялись. И помогла им в этом стартовавшая практически везде в Европе и в мире массовая постройка легководных энергетических реакторов.
Суммарное содержание изотопов плутония в отработанном топливе легководного реактора составляет около 1%. При ежегодной выгрузке 24 тонн облученного ядерного топлива из одного блока ВВЭР-1000 получается, что реактор производит примерно 240 килограмм реакторного, непригодного для производства оружия, плутония в год.
Поэтому, внимательный читатель, помня, что на сегодняшний день в мире пыхтит, за вычетом последних закрытий в Японии, Германии, Литве и США, более 400 реакторов, может легко посчитать, что ежегодно, только на энергетических реакторах весь мир производит около 100 тонн реакторного плутония.
Много это — или мало?
Мировая добыча урана в 2012 году составила, по сумме изотопов, . Однако, по понятным, чисто природным причинам, доля природного, «лёгкого» урана изотопа 235U в этом уране составила всего 0,72% — или же всего около 400 тонн. Если добавить к этому количеству 50 ежегодных тонн российского оружейного урана по уже завершившейся программе ВОУ-НОУ, то мы получим, что весь мир использовал в 2012 году приблизительно (да простит меня учитель Кун Цю) около 450 тонн урана 235U.
Попутно наработав минимум 100 тонн изотопов 240Pu и 239Pu.
Однако, в принципе, учитывая глубину выгорания 235U в сборках и реакторов на природном уране, и реакторов на обогащённом уране на уровне не более 50%, мы приходим к простому факту: в рамках сегодняшнего мира плутоний уже с нами — на ежегодные 225 тонн реально сгоревшего в топках реакторов урана — за этот же год мы уже, сегодня, ежегодно и абсолютно бесплатно получаем дополнительно 100 тонн реакторного плутония.
Каждый год.
А это согласитесь, уже радикально меняет дело!
Именно о таком «окне возможностей» и задумалась Бельгия в 1960-х годах. Если часть уранового топлива в реакторе на тепловых нейтронах заменить на MOX-топливо, то, экспериментируя с размещением ТВС даже в рамках лёгководного реактора, в принципе можно значительно уменьшить загрузку по изотопу 235U, и, в перспективе, добиться даже примерно равного количества плутония и урана в свежем топливе и продолжать нарабатывать плутоний во время кампании, сжигая только эти, уменьшенные количества изотопа урана 235U.
Всего, с 1960-х годов, построенный в бельгийском Десселе завод по производству MOX-топлива переработал около 670 тонн ОЯТ, поставленных в основном с лёгководных реакторов Франции. Плутоний, выделенный при переработке первой партии ОЯТ, которая составла 140 тонн, был использован, согласно отчётам МАГАТЭ «должным образом», уйдя, в основном, на экспериментальные сборки, загруженные в бельгийский реактор BR-3 и ряд других опытных реакторов.
Плутоний же, выделенный из оставшихся 530 тонн ОЯТ (что составило около 4,8 тонн плутония), был загружен в тепловые реакторы в виде MOX-топлива. Изготовлением кассет из смешанного оксида занимался завод компании "Belgonucleaire" в Десселе. Последняя сборка, сделанная из этой партии плутония, была загружена в активную зону блока бельгийской АЭС "Доэль" (Doel) с реактором PWR мощностью в 1000 МВт в 2006 году.
Заключения новых контрактов на переработку французского ОЯТ в Бельгии пока не предполагается, и поэтому дальнейшая фабрикация MOX-кассет для бельгийских АЭС производиться не будет. Бельгия, имеющая на сегодняшний день около 55% производства электроэнергии в АЭС, всё-таки приплыла к пустынному берегу безурановой Европы от урановых копей Катанги, от которой бельгийскую лодку оттолкнули ещё в 1960-м году.
Завод в Десселе исполнял также заказы для других государств — Германии, Франции, Швейцарии и Японии. Однако вследствие падения объёмов переработки ОЯТ, в первую очередь, в государствах Евросоюза, а также отказа Франции продолжать переработку французского ОЯТ в Бельгии, его возможности по выпуску MOX-топлива снизились, и в июле 2006 года бельгийский завод по МОХ-топливу, работавший более полувека, был окончательно закрыт. Перед закрытием завод выработал по максимуму имевшийся у него оперативный запас плутония.
В то же время, принадлежащий французской группе Areva завод FBFC в Десселе продолжает свою работу. В его цехах осуществляется сборка кассет из топливных элементов, которые продолжают поставляться на АЭС Франции, Швейцарии, Германии и той же Бельгии.
Ведь, как мы понмим, «кто сдаёт продукт вторичный, тот питается отлично».
Вторичный продукт ядерного цикла — это плутоний. Но, до того, как он попадёт в таблетку МОХ-топлива, он проходит такой этап, который до сих пор заставляет с опаской смотреть на всю концепцию ЗЯТЦ и удерживает даже меня от неуёмного оптимизма в деле полного замыкания цикла.
Речь, как поняли уже адепты учителя Кунь-Фу Дзы, именно о нём. О пьюрекс-процессе, который пока и превращает адский коктейль ОЯТ — в уран, плутоний и ещё кучу других изотопов, пригодных для чего-то путного. Кого — в РИТЭГ, а кого — в MOX-топливо.
И которым сегодня реально владеют только Россия и Франция.
Поэтому, когда я говорю о конкурентах России в атомном проекте, я говорю в основном только о Франции. У всех остальных участников гонки чего-то и где-то да и не хватает. То нет урана, то нет центрифуг. То нет реакторов, то нет МОХ-топлива. То нет бридеров, то нет процессинга ОЯТ — того самого, пресловутого PUREX-процесса.
Развалины пьюрекс-завода «Plant T» в американском Хэнфорде.
И дело даже не в том: плох пьюрекс процесс или нет. Он однозначно плох — руины американского завода в Хэнфорде светят радиоактивностью и до сих пор, а уральский радиоактивный след от комбината «Маяк» в Озерске останется на карте России ещё очень долго.
Проблема в том, что пока ничего более приятного человечество не придумало.
Хотя идей, в общем-то, уже достаточно.
Вот о них мы и поговорим дальше.
Справедливости ради - пара замечаний. РИТЭГи на маяках, если нам не врет вражеская организация "Беллона", все же на стронции-90.
А бомбу на плутонии реакторного качества сделать все же, видимо, можно. Американцы в 1962 взорвали нечто Хотя "реакторное качество" здесь означает лишь более 7% плутония-240, а сколько точно - неясно. В ОЯТ ВВЭР его, ЕМНИП, процентов 20-25 (от всех изотопов плутония).
При содержании 240-го больше 1% в сумме изотопов превращается в "пшик" пушечая схема (куски плутония разорвёт ещё до того, как они сформируют критическую массу), а при доле 240-го больше 6,5% перестанет работать имплозия - не хватит скорости обжатия, которую задаёт химическая взрывчатка. Впрочем, как вы написали, в реакторном плутонии цифры 240-го всё равно запредельные для оружейных схем.
По РИТЭГам - принято, честно, не проверял, написал общим списком. Есть ещё электрокардиостимуляторы на плутонии-238, причём - в США. Вот это вот весело.
Вопрос дилетанта: А реакторы типа БН относятся к ЗЯТЦ или только частично ? Вообще, есть ли перспектива у реакторов на быстрых нейтронах?
Да, относятся. Реакторы БН (размножители-сжигатели) - очень важная часть ЗЯТЦ. Причём - как в части сжигания минорных актинидов (чтобы помочь PUREXу - или что там придёт на смену ему), так и в части реального размножения топлива. Плутоний, конечно, и так образуется в реакторах на тепловых нейтронах, но фраза Учителя Конфуция в заголовке статьи намекает нам, что там всё очень сложно - нельзя просто так взять
и наработать много-много плутония в реакторах на тепловых нейтронах.
Всё это интересно, но это - не замкнутый ядерный топливный цикл. В реакторе на тепловых нейтронах коэффициент воспроизводства меньше единицы. Это всего лишь небольшая отсрочка перед неизбежным исчерпанием природного урана-235. А дальше будет зима: мускульная сила и дрова в качестве основного источника энергии (ну и небольшое количество солнечных батарей или ветряков для особо избранных при храмах техножрецов).
Реальное же воспроизводство ядерного топлива требует реактора на быстрых нейтронах - больно уж хорошо (с вероятностью всего в пять раз меньшей, чем вероятность деления) тепловые нейтроны хватаются ураном-235 без деления (т.н. радиационный захват) с образованием никуда не пригодного 236-го изотопа - при том, что вероятность захвата теплового нейтрона ядром урана-238 меньше аж в 200 раз.
И даст экономически эффективный процесс воспроизводства на выходе вполне себе оружейный плутоний: ведь каждый процент 240-го изотопа - это процент потраченных на его образование нейтронов, то есть, как минимум - процент потери коэффициента этого самого воспроизводства.
Так что ЗЯТЦ, плутоний из топлива для которого будет непригоден для изготовления оружия - это фантастика. А уж плутоний из топлива извлечь (химическим путем) куда проще, чем получить уран оружейного качества разделением изотопов. И даже проще, чем извлечь из ОЯТ (не говоря уже о том, что там он не будет оружейного качества): радиоактивность топлива сильно меньше, и, поскольку не требуется особо заморачиваться сохранением здоровья работников (ведь рабы - это расходный материал и достаточно, чтобы они не сдохли непосредственно в процессе производства), то его можно производить чуть ли не кустарным способом.
Так что распространение ЗЯТЦ по планете - это прямой путь к получению фамильного ядерного оружия всяческими ханами и эмирами.
Мы ещё не добрались с Вами до бридеров.
Если вы не осознали, к чему я клоню - то поясняю сразу: и бридеры, и переработку ОЯТ надо категорически оставлять за собой.
А ханам и эмирам - надо (про)давать легководные реакторы. Они и безопаснее, и плутоний там не очень.
Я же ещё не добрался до ЗЯТЦ, это пока так - разговор о плутонии.
© 2009 Технополис завтра
Перепечатка материалов приветствуется, при этом гиперссылка на статью или на главную страницу сайта "Технополис завтра" обязательна. Если же Ваши правила строже этих, пожалуйста, пользуйтесь при перепечатке Вашими же правилами.
