Istoria producției de plutoniu în Rusia

Istoria producției de plutoniu în Rusia Anatoli Diakov

ISTORIA PRODUCȚIEI DE PLUTONIU ÎN RUSIA

Anatoli Dyakov lucrează la Centrul de Control al Armelor, Institutul de Fizică și Tehnologie din Moscova, Regiunea Moscova, Rusia

Aproximativ 17 tone de plutoniu de arme rusești au fost folosite în testele cu arme nucleare sau au fost pierdute în deșeuri și în focoasele a trei submarine care s-au scufundat.

CONSTRUCȚII ȘI OPERAȚIUNI ALE REACTORILOR DE PRODUCȚIE

Aproape întregul plutoniu al Rusiei a fost produs în reactoare moderate cu grafit. Fiecare reactor este construit în jurul unui ansamblu cilindric de blocuri de grafit (Fig.1) 5.

Blocurile de grafit din ansamblu au goluri între ele pentru circulația răcitorului de azot. Ansamblul are, de asemenea, canale verticale pentru răcirea cu combustibil și apă. Acesta este susținut de o structură de susținere cu orificii sub canale pentru descărcarea combustibilului iradiat. Fiecare canal este închis într-un tub cu pereți subțiri din aliaj de aluminiu. Majoritatea canalelor au conținut 70 tije de combustibil (figura 2), dar unele sunt proiectate pentru tije de control. Apa de răcire curge prin tuburi și în jurul barelor de combustibil 6.

Uniunea Sovietică a construit paisprezece dintre reactoare moderat-grafit industriale și apă de răcire la trei site-uri din Rusia, șase în asociația de producție „Maiak“ în Lacul-sk (fostă Celiabinsk-65) în apropierea Chelyabinsk în Urali; cinci la Combinația Chimică Siberiană din Seversk (fostul Tomsk-7) lângă Tomsk; și trei - pentru minerit și chimice de plante Zheleznogorsk (fosta Krasnoyarsk-26) despre Krasnoyarsk. Douăsprezece au fost proiectate pentru producția de plutoniu și două pentru producerea tritiului și a altor izotopi. În plus, patru reactoare de producție cu un moderator de apă grea au operat la situl Mayak.

În 1952, a fost inițiat un studiu științific și tehnic sistematic pentru creșterea în continuare a nivelurilor puterii de operare a reactoarelor de producție prin următoarele metode:

1. Creșterea debitului de apă de răcire prin zonele active ale reactorului

2. Creșterea rezistenței la coroziune între căptușeli în canale și în carcasele de combustibil

3. Reducerea vitezei de oxidare a grafitului și

4. Creșterea temperaturii interne de funcționare a celulelor de combustie.

Capacitatea apei de răcire a crescut după creșterea diferenței dintre pereții canalelor 9 și problema coroziunii combustibilului a fost rezolvată prin alegerea aliajelor de aluminiu adecvate și adăugarea de bicromat de sodiu, ceea ce face apa de răcire este mai moale (pH aproximativ 6.0-6.2). Problema oxidării grafitului a fost rezolvată atunci când azotul a fost utilizat pentru răcirea grafitului în loc de aer. Până la sfârșitul îmbunătățirilor '50 au fost introduse în proiectarea combustibilului, inclusiv trecerea la doparea uraniu, uraniu pentru a reduce umflarea cauzate de radiatii, consolidarea termică a barelor de combustibil, îmbunătățirea rezistenței la coroziune și controlul calității coajă în timpul producției de combustibil.

Aceste inovații au făcut posibilă creșterea nivelurilor de putere ale reactorului de mai multe ori, după cum urmează.

În Fig. 3 oferă estimări ale cantităților anuale de plutoniu obținute la fiecare dintre cele trei situri care produc plutoniu, separat și împreună.

Fig. 3. Estimări ale producției anuale de plutoni de arme pe amplasamente și în general (kg pe an). Producția din toate locațiile este prezentată cumulativ, astfel încât producția totală a fost de aproximativ 4,5 tone / an pentru perioada 1966-90. Anii sunt reprezentați pe axa X și producția de plutoniu (kg / an) de-a lungul axei Y. Cel mai ușor date fond colorat Zheleznogorsk (Red Yar-26), un fond întunecat corespunde datelor Ozersk (Tomsk-7), în timp ce întunecat - „Farul“.

Asociația de producție "Mayak" (Chelyabinsk-65)

operațiune de sincronizare cinci reactoare de industriale niveluri grafite moderat și putere „Beacon“ (și proiectare finală de lucru) sunt prezentate în Tabelul 1. Toate reactoarelor au avut un singur sistem de răcire cu apă, unde apa este pompată de la o sursă externă prin canalele de răcire și se toarnă în bazine.

Primul reactor pentru a produce plutoniu ( „A“) a fost construită NA Dollezhal a dus să lucreze la o putere de 100 MW 10. Reactorul a avut 1.149 canale verticale de combustibil și de control din blocul de grafit, cu toată greutatea 1.050 tone. Toate canalele (cu excepția celor douăzeci și cinci) au fost încărcate cu uraniu natural cu o masă totală de aproximativ 120-130 tone. S-au folosit șaisprezece canale pentru tije de control și opt pentru experimente. Distribuția maximă a căldurii de proiectare a celulei de combustie în canalele centrale a fost de 3,45 kW. Ratele inițiale de producție în reactor, la o medie de 0,1 kg de plutoniu pe zi sau 0,1 kg de plutoniu pe tonă de uraniu iradiat combustibil 11.

Tabel. 1. Cinci reactoare de producție cu un moderator de grafit la Mayak.

Putere (MW) (proiect / creștere)

O producție de plutoniu reactor în perioada 1950-1954 ani este estimată pe presupunerea că puterea medie a reactorului a fost de 180 ± 5 MW 4. La nouăzeci și cinci de tone de aproximativ 130 de tone de uraniu natural în ansamblul au fost evacuate după operație 94 zile efective la putere maximă 15. Dacă se presupune având în vedere timpul necesar pentru repornirea combustibilului și pentru întreținerea preventivă, durata totală a ciclului va fi de 103 zile. Aproximativ 340 tone de combustibil uzat, conținând aproximativ 58 kg de plutoniu, trebuiau descărcate anual din reactor.

În primul an de activitate cu privire la capacitatea de proiectare a fiecăreia dintre reactoarele AV produc aproximativ 260 de grame de plutoniu pe zi 19. În primii ani ai reactorului AV-3 a fost utilizat pentru producerea de plutoniu cât și tritiu. Începând cu cel de-al doilea an de funcționare a reactoarelor, capacitatea lor a crescut treptat și a ajuns la 600 MW în 1963 20. Primele reparații au fost efectuate după 6-7 ani de funcționare. Îmbunătățirile majore au avut loc la începutul anilor '60 după cea de-a doua revizie majoră, când probleme importante au fost rezolvate cu căptușeli în canale și cu celule de combustie. După aceea, nivelurile de putere de 1.200 MW și o producție anuală de plutoniu 270 kg / an a salvat toate cele trei reactoare de până când sunt închise (Tabelul A.1) 21.

Reactorii pe apă grea

Patru reactoare de producție în care se utilizează apă grea pentru a neutraliza neutronii și pentru răcire sunt de asemenea construite pe situl Mayak (Tabelul 2). Toate sunt proiectate în OKBM.

Reactorul OK-180 a fost încărcat cu 15 tone de combustibil de uraniu și 37,4 tone de apă grea. El este capabil să producă 0,1 kg de plutoniu pe zi sau 32 kg pe an 25. Deși la început era destinat producerii de plutoniu, doi ani mai târziu a fost încărcat cu uraniu îmbogățit (2% uraniu-235) și utilizate pentru producerea de uraniu-233, cobalt-60, fosfor 26. Trei alte reactoare cu apă grea -32 și tritiu utilizat pentru a primi tritiu pentru arme și alți izotopi. Numai încă lucrează reactorul cu apă grea - este „Lyudmila“, care produce o anumită cantitate de tritiu, dar 75% din capacitatea sa este utilizată pentru producerea de izotopi medicali 27.

Tabel. 2. Reactoare pe apă grea la Mayak.

Putere (MW) (proiect / creștere)

Estimările producției de plutoniu la Mayak sunt rezumate prin reactoare și pe an în Tabelul A.1.

COMBINA CHIMICĂ SIBERIANĂ (Tomsk-7)

au fost construite și a lucrat pe site-ul Tomsk-7 Cinci reactoare de producție de plutoniu (a se vedea tabelul 3) 30. Toate acestea sunt folosite din grafit pentru moderarea neutronilor și apă obișnuită pentru răcire. În primul reactor - I-1 a avut un sistem de răcire cu o singură trecere de apă, dar celelalte patru reactoare au fost închise circuite primare cu schimbătoare de căldură care generează abur pentru producerea locuințelor electrice și termice.

Tabel. 3. Reactorii de producție din Tomsk-7.

O este un singur; ZK - buclă închisă

Trei reactoare ADE au fost proiectate, de asemenea, în cadrul OKBM pentru a furniza zone rezidențiale cu căldură și electricitate, împreună cu producția de plutoniu și funcționarea la o capacitate de 1.450 MW. Zidaria lor din grafit a avut câte 2832 canale fiecare, dintre care 132 au fost folosite pentru tije de control. Pentru a crește fluxul de neutroni în partea exterioară a miezului canalului de combustibil 92, s-au încărcat 90% din combustibilul din ceramica metalică. În miezul fiecărui reactor s-au conținut 300 de tone de combustibil natural de uraniu. Cu o capacitate crescută de 1.900 MW, 65 kg de plutoniu a fost descărcat după 42 de zile întregi de funcționare la această putere. 3 Anual, mai mult de 1200 de tone de combustibil iradiat care conține aproximativ 500 kg de plutoniu a fost descărcat din fiecare reactor (Tabelul A-2).

COMBINA MINERALĂ-CHIMICĂ (Krasnoyarsk-26)

Trei reactoare produc plutoniu, tipuri de BP și ADE au fost construite pe site-ul Zheleznogorsk (Krasnoyarsk- 26) între 1958 și 1963 (Tab. 4). Au fost situate în tuneluri subterane pentru a proteja împotriva atacului nuclear american. La fel ca reactoarele tip ADE din Tomsk-7, reactoarele de la Krasnoyarsk au fost proiectate în OKBM cu o capacitate de proiectare de 1.450 MW fiecare. Reactorul AD a fost răcit cu apă curentă. Reactorii ADE-1 și ADE-2 au fost proiectați pentru două sarcini, dar ADE-1 a lucrat asupra apei curgătoare.

Figura 4 prezintă estimări ale cantității cumulative de plutoniu produsă la trei locuri, separat și împreună.

Tabel. 4. Reactoare Krasnoyarsk pentru producerea de plutoniu.

Incertitudinile estimărilor de mai sus rezultă în principal din inexactitatea nivelurilor de putere ale reactoarelor individuale de producție și durata estimată a operațiunilor lor la aceste niveluri de putere.

Cea mai importantă incertitudine se referă la ratele cu care capacitatea reactoarelor a crescut față de nivelurile de proiectare inițiale și la nivelurile de putere la care a crescut. Evaluările au presupus că, pentru reactoarele de primă și a doua generație (A, AB și II), procesul de overclocking are nevoie de 6-12 ani, iar pentru reactoarele de generația a treia - 3-5 ani. Aceasta duce la o incertitudine de ± 5 tone în producția de plutoniu. Presupunând că incertitudinea cu privire la nivelul de putere al reactoarelor îmbunătățite este de ± 5%, aceasta va duce la o incertitudine suplimentară în cantitatea de plutoniu ± 6 tone.

În ceea ce privește durata perioadei de punere în funcțiune a reactorului, evaluările efectuate aici presupun că durata acestei perioade este egală cu trei săptămâni. Dar este nevoie de mai mult de o lună pentru a pune niște reactoare la capacitatea lor proiectată. Astfel de incertitudini conduc la o incertitudine suplimentară în cantitatea de plutoniu de ordinul ± 0,3 tone.

În cazul opririlor datorate problemelor de funcționare, numărul lor mai mare este relativ scurt și reactoarele revin la starea de funcționare după 20-30 de minute. Dar zilele și săptămânile trec pentru a restabili operațiunile normale după supraîncălzirea sau topirea celulelor de combustie sau a garniturilor de aluminiu în canale. Astfel de cazuri au avut loc de aproximativ 150 de ori. Dacă presupunem că curățarea și înlocuirea au o medie de

de la 4 la 10 zile, incertitudinea rezultată va avea ca rezultat ± 0,75 tone de plutoniu.

Presupunând că incertitudinile menționate mai sus sunt accidentale și nu sunt interdependente, incertitudinea totală a producției ruse totale de plutoniu de arme va fi de aproximativ ± 8 tone.

Pierderea și utilizarea plutoniului

Unele dintre plutoniul produs în combustibil nu este returnat și rămâne în deșeuri cu un nivel ridicat de activitate. Unele au fost folosite în testele nucleare și în ansamblurile critice, și o mică sumă a fost pierdută în trei submarine care s-au scufundat.

Pierderi în timpul procesării

La începutul anilor 1950, aproximativ 13% din plutoniul din combustibilii reactoarelor de producție au fost pierduți în deșeuri cu un nivel ridicat de activitate. La mijlocul anilor '60, pierderile au fost reduse la 3-5%. Pe baza acestor informații, cantitatea de plutoniu rămasă în deșeurile provenite din prelucrare este estimată la aproximativ 5,5 tone. Apoi, 139 ± 8 tone de plutoniu de arme trebuie obținute din reactoarele de producție.

Pierderi în producție

Unele plutoniu s-au pierdut în timpul producției de componente de plutoniu de arme. Bazat pe experiența SUA. unde astfel de pierderi au fost de aproximativ 5%, valoarea plutoniului pierdut în acest fel este estimată la 7 tone.

Utilizați în testele nucleare

Uniunea Sovietică a experimentat numai 939 dispozitive explozive nucleare 35. Presupunând că fiecare dispozitiv conținea o medie de 4 kg de plutoniu, a fost necesar să se folosească 3,9 tone de plutoniu în teste.

Utilizare în ansambluri critice

Aproximativ 0,54 de tone de plutoniu de arme se află acum în ansambluri critice.

Trei submarine sovietice echipate cu 25 de focoase nucleare care conțineau doar 0,1 tone de plutoniu și s-au pierdut 66.

Estimările de mai sus privind producția, pierderile și utilizarea sunt prezentate în tabelul 5.

Tabel. 5. Producția, utilizarea și stocurile de plutoniu rusești de arme

NOTE ȘI LINII

2. Recent, a fost publicată ediția în trei volume a "Proiectului Atomic al URSS, documente și materiale", sub ediția lui Lev Ryabov (Science-Fizmatlit). Aceasta include documente guvernamentale (anterior secrete) referitoare la dezvoltarea infrastructurii nucleare sovietice în perioada 1945-1954.

8. A se vedea 5. (Burdakov).

AK Kruglov, "Note despre primul reactor de producție a plutoniului în URSS", în carte

12. A se vedea cartea 10. J.P. Dokuchaev, "De la plutoniu la o bombă de plutoniu: de la memorii la participanți la evenimente".

14. Vezi p. 130.

15. Aceasta corespunde la 0,17 kg de plutoniu pe tona de combustibil. Vezi de asemenea 7.

16. Vezi pagina 136.

17. A se vedea 2. Documentul 46, "Decizia Consiliului de Miniștri privind construirea unui AB total", volumul doi, Bomb Atomic, 1945-1954, cartea 4.

18. A se vedea 2. Documentul 300, "Raportul informațiilor privind reacțiile nucleare", volumul al doilea, Bombul atomic, 19451954, Cartea Cinci.

19. A se vedea 2. Documentul 293.

28. A se vedea pagina 129.

29. A se vedea articolul 22. Atunci când Kuznetsova stabil siliciu 30 absoarbe un neutron, este transformat în siliciu-31 cu un timp de înjumătățire de 2,6 ore este convertit într-o fosfor-31 stabil.

31. Combustibilul cermet (cermet) conține 6% UO 2. amestecat cu aluminiu. concentrație U-235 în combustibil cermet este aceeași ca combustibil de uraniu natural și, prin urmare, generează aceeași cantitate de căldură, dar absența practică a uraniului-238 din combustibil reduce neutronilor de absorbție în interiorul acestuia și compensează prin aceasta scurgere mai mare de neutroni prin suprafața reactorului de partea exterioară a miezului.

ANEXA A. PRODUCEREA EVALUATĂ A PLUTONIULUI PE REACTORI ȘI ANI

Tabel. A.1. Platform Lighthouse (toate valorile în kilograme)

Articole similare

• Istoria serviciului de pază și de escortă al Ministerului Apărării din Rusia, ð ð ¢ ðððð

• De la vchk la FSB istoria organelor de securitate ale URSS și a Rusiei

• Istoria dezvoltării jazz-ului în Rusia sub puterea sovietică

Trimiteți-le prietenilor: