Мировая экономика Статьи по мировой экономике
  Новости
  Классические статьи по экономике
  Деньги
  Золото
  Нефть (ресурсы)
  Демократия
  США
  Ближний Восток
  Китай
  СССР и Россия
  Евросоюз
  Югославия
  Третий Мир
  Сельское хозяйство
  Производство
  Социальные вопросы экономики
  Образование
  Современная экономика
  Проблемы современной экономики
  Экономическая карта мира.
  Геополитика
  Государство
  Экономика будущего
  Наука
  Энергетика
  Международные фонды
  Всемирная торговая организация
  Катастрофы
  Терроризм
  Религия, Идеология, Мораль
  История
  Словарь терминов

Опрос
На Ваш взгляд Украина должна интегрироваться с
Евросоюзом
Россией
Или играть в "независимость" на транзитных потоках


Результаты

Спонсор проекта:
www.svetodiody.com.ua

  

Нефть (ресурсы) >> Обогащение урана и договор о нераспространении ядерного оружия >> История производства плутония в России.

История производства плутония в России.

The History of Plutonium Production in Russia Anatoli Diakov

Science and Global Security, 2011, Volume 19, pp. 28-45

ИСТОРИЯ ПРОИЗВОДСТВА ПЛУТОНИЯ В РОССИИ

Анатолий Дьяков

В течение почти 50 лет производство и обработка оружейных делящихся материалов были главной задачей советского ядерного комплекса. Завеса секретности над всей деятельностью по ядерному оружию была поднята в 1995 году. Но Советский Союз не заявил о количестве произведенного делящегося материала, которое он создал для военных целей, и Россия не пересмотрела вопрос о раскрытии этой информации. Неправительственные аналитики произвели оценки российских запасов плутония оружейного качества, основанные на предположениях об истории мощности производственных реакторов, но такие оценки страдают неопределенностью. Эта статья пытается провести улучшенные оценки производства и текущего владения оружейным плутонием в России на основании недавних публикаций исторических документов и мемуаров относительно конструкции и операций производственных реакторов.

Анатолий Дьяков работает в Центре по контролю над вооружениями, Московский физико-технический институт, Московская область, Россия

Статья поступила в редакцию 7 октября 2010 года и принята к опубликованию 16 ноября 2010 года.

Почтовый адрес для корреспонденций: Центр по контролю над вооружениями, Московский физико-технический институт, Институтский пер., 9, Долгопрудный, Московская область, 141700, Россия.

Электронный адрес: das@armscontrol.ru

Россия не публиковала полного отчета о производстве делящихся материалов для военных целей во времена советского и постсоветского периодов. Но неправительственные аналитики делали оценки российских запасов плутония оружейного качества, основанные на предположениях об истории мощности производственных реакторов1. Такие оценки страдают неопределенностью, но новые публикации или исторические документы и воспоминания о конструкциях и операциях бывших производственных реакторов позволяют получать улучшенные оценки2.

На основании этой улучшенной публичной информации было оценено, что произведено 145 ± 8 тонн плутония оружейного качества. Сюда входят 15 тонн плутония, полученных после сентября 1994 года тремя реакторами, производившими плутоний, которые продолжали операции для снабжения теплом и электричеством сибирских городов Томск и Железногорск. В результате российско-американского соглашения 1997 года о реакторах, производящих плутоний, российское правительство подтвердило, что этот плутоний не будет использован в оружии, Он хранится на производственных площадках в виде окислов и подчиняется двусторонним мерам по прозрачности для обеспечения уверенности в том, что не будет использован в оружии.

Около 17 тонн российского плутония оружейного качества было использовано в испытаниях ядерного оружия или потеряно в отходах и в боеголовках трех подлодок, которые затонули.

В рамках советско-американского соглашения 2000 года о размещении избыточного оружейного плутония российское правительство обязалось использовать 25 тонн из военного запаса и 9 тонн из запаса по сентябрьскому соглашению 1994 года, чтобы изготовить топливо для российских реакторов-бридеров.

В результате остаются 88 ± 8 тонн плутония оружейного качества, пригодного для оружия, плюс 6 тонн от запаса, возникшего после сентября 1994 года. Это значительно выше запаса США, равного 38 тоннам, и значительно превышает примерно 25 тонн, которые требуются для поддержки арсенала в 4600 операционных боеголовок и боеголовок активного резерва, который, как считают, сохраняет Россия.

На уральском перерабатывающем заводе "Маяк" (РТ-1) Россия выделяет плутоний оружейного качества из отработанного топлива энергетических реакторов первого поколения, работавших на легкой воде (ВВЭР-400), демонстрационных реакторов на быстрых нейтронах и своих морских, ледокольных и исследовательских реакторов, а также реакторов для производства изотопов.На конец 2009 года было накоплено 47.7 тонн плутония реакторного качества4. Этот гражданский плутоний накапливается для питания плутониевых реакторов-бридеров.

КОНСТРУКЦИЯ И ОПЕРАЦИИ ПРОИЗВОДСТВЕННЫХ РЕАКТОРОВ

Едва ли не весь российский плутоний был получен в реакторах с графитовым замедлителем. Каждый реактор построен вокруг цилиндрической сборки графитовых блоков (Рис.1)5.

Рис. 1. Графитовая сборка производственного реактора. Источник: Бурлаков, Озерск, 1996, и Ньюмен и др., РЫ1_-9982, 1994. Слева изображена схема топливного элемента (всего их 70) длиной 7 метров. В центре приведен продольный разрез части топливного элемента, составленного из набора урановых цилиндров диаметром 34 мм и длиной 97 мм, разделенных шайбами из алюминия толщиной 3 мм. Эти цилиндры набиваются в длинную алюминиевую трубу диаметром 36 мм, которая вставляется во внешнюю трубу из алюминия с зазором 2 мм лля охлаждающей воды. Толщина внешней трубы - 1.65 мм. Справа показана сборка в разрезе. Обозначения (сверху вниз): топливный канал, графитовый блок, стягивающая лента, отливка, поддерживающая структура.

Графитовые блоки в сборке имеют щели между собой для циркуляции азотного охладителя. В сборке также имеются вертикальные каналы для топлива и водяного охлаждения. Она опирается на поддерживающую структуру с дырами под каналами для выгрузки облученного топлива Каждый канал заключен в тонкостенную трубку из алюминиевого сплава. Большинство каналов содержало 70 топливных стержней (Рис.2), но некоторые предназначены для контрольных стержней. Охлаждающая вода протекает через трубки и вокруг топливных стержней6.

Советский Союз построил четырнадцать таких производственных реакторов с графитовым замедлителем и водяным охлаждением на трех площадках в России: шесть в производственном объединении "Маяк" в Озер-ске (бывшем Челябинске-65) около Челябинска на Урале; пять на Сибирском химическом комбинате в Северске (бывшем Томске-7) около Томска; и три - на горнорудном и химическом комбинате в Железногорске (бывшем Красноярске-26) около Красноярска. Двенадцать были сконструированы для производства плутония и два для производства трития и других изотопов. Кроме того, четыре производственных реактора с замедлителем из тяжелой воды работали на площадке "Маяка".

Рис. 2. Загрузка топливных элементов в канал работающего реактора. Заимствовано из книги История сибирских АЭС с продолжением, 2008 год.

Руководители советского атомного проекта постоянно настаивали на повышении производства плутония. В ответ усилия были направлены на работу реакторов с более высокой мощностью. Проектная мощность первого производственного реактора на "Маяке" (реактор "А") составляла 100 тепловых мегаватт (МВт). После набора опыта при такой мощности Игорь Курчатов - научный руководитель советской программы ядерного оружия, предложил работать с ним на мощности 170-190 МВт зимой и на 140-150 МВт в летнее время, когда охлаждающая вода была более теплой. Это позволило реактору производить до 130-140 граммов плутония в день. Затем было обнаружено, что более высокое содержание плутония-240 может оказаться терпимым для оружейного плутония. Курчатов предложил также увеличить время пребывания топлива в реакторе для увеличения концентрации плутония в облученном уране7.

В 1952 году было инициировано систематическое научно-техническое исследование, как еще более увеличить уровни рабочей мощности производственных реакторов следующими методами:8

1. Увеличение потока охлаждающей воды через активные зоны реактора

2. Увеличение сопротивления коррозии у вкладышей в каналы и у оболочек топлива

3. Уменьшение скорости окисления графита, и

4. Увеличение внутренней рабочей температуры топливных элементов.

Пропускная способность охлаждающей воды выросла после увеличения зазора между стенками канала и топливом9. Проблема коррозии была решена выбором подходящих алюминиевых сплавов и добавлением бихромата натрия, что сделало охлаждающую воду более мягкой (рН порядка 6.0-6.2). Проблема окисления графита была решена, когда для охлаждения графита начали использовать азот вместо воздуха. К концу 50-х годов улучшения были введены в конструирование топлива, включая переход на легирование урана, чтобы уменьшить вызываемое радиацией раздувание урана, тепловое упрочение урановых стержней, улучшение сопротивления оболочки коррозии и контроль качества в течение производства топлива.

Эти нововведения сделали возможным поднять уровни мощности реакторов в несколько раз, как следует из дальнейшего.

 

ПРОИЗВОДСТВО ПЛУТОНИЯ

На Рис. 3 приводятся оценки ежегодных количеств плутония, полученных на каждой из трех площадок, производивших плутоний, по отдельности и вместе.

Рис. 3. Оценки ежегодного производства плутония оружейного качества по площадкам и в целом (кг в год). Производство от всех площадок показано кумулятивно, так что общее производство составляло около 4.5 тонн/год за период 1966-90 гг. По оси Х отложены годы, а по оси У - производство плутония (кг/год). В самый светлый фон окрашены данные по Железногорску (Красно-ярску-26), более темный фон соответствует данным по Озерску (Томск-7), а наиболее темный - "Маяку".

 

Производственное объединение "Маяк" (Челябинск-65)

Сроки работы пяти производственных реакторов "Маяка" с графитовыми замедлителями, а также уровни мощности (проектные и окончательные рабочие) приведены в Таблице 1. Все реакторы имели системы однократного охлаждения водой, где вода от внешнего источника прокачивалась через охлаждающие каналы и выливалась в бассейны.

Реактор А

Первый реактор для производства плутония ("А") был сконструирован под руководством Н.А.Доллежаля для работы при мощности 100 МВт10. Реактор имел 1149 вертикальных топливных и управляющих каналов в графитовом блоке с полной массой 1050 тонн. Все каналы (за исключением двадцати пяти) были загружены естественным ураном с полной массой около 120-130 тонн. Семнадцать каналов использовались для управляющих стержней, а восемь для экспериментов. Максимальное проектное тепловыделение топливного элемента в центральных каналах составляло 3.45 кВт. Начальные темпы производства у реактора составляли в среднем 0.1 кг плутония в день или 0.1 кг плутония на тонну облученного уранового топлива11.

Реактор А впервые достиг критичности 10 июня 1948 года и вышел на проектную мощность в 100 МВт через 12 дней. Топливо выгрузили примерно через 100 дней облучения, а переработка началась через 30-40 дней после охлаждения в бассейне12. Первый металлический плутоний был выделен 16 апреля 1949 года.

Табл. 1. Пять производственных реакторов с графитовым замедлителем на "Маяке".

Название реактора Мощность (МВТ) (проектная/ увеличенная) Дата запуска Дата Закрытия
А 100/900 10.06.1948 16.06.1987
АВ-1 300/1200 05.04.1950а 12.08.1989b
АВ-2 300/1200 06.04.1951с 14.07.1990d
АВ-3 300/1200 15.09.1952 01.11.1990e
AHR 40/100 22.12.1952 25.05.1987
a смотрите 9, стр.18

b смотрите 5 (Бурдаков)

c B.H. Новоселов и В.С.Толстиков, "Секреты сороковки", Екатеринбург, " Уральский рабочий", 1995.

d смотрите b

e то же самое.

Начальный период операций выявил много технологических недостатков. Основными трудностями были коррозия алюминиевых вкладышей в каналы и покрытий топливных элементов, разбухание и повреждения урановых стержней, а также утечка охлаждающей воды в графитовую сердцевину реактора. После каждой течи реактор останавливался на период до десяти часов для осушения графита воздухом. К январю 1949 года утечки воды стали такими частыми, что было решено прекратить работу реактора и заменить все вкладыши в каналы. Это заняло около трех месяцев и реактор снова стал работать 26 марта 1949 года. В течение 1948 и1949 годов реактор А выработал 16.5 и 19 кг плутония, соответственно1 .

Производство плутония реактором А за период 1950-1954 годов оценивается в предположении, что средняя мощность реактора составляла 180 ± 5 МВт 4. Девяносто пять тонн из примерно 130 тонн естественного урана в сборке были разгружены после 94 эффективных дней операций на полной мощности15. Если принять во внимание время, требуемое на перезагрузку топлива и на проведение профилактического ремонта, полная продолжительность цикла составит 103 дня. Примерно 340 тонн отработанного топлива, содержавшего около 58 кг плутония, пришлось разгружать из реактора ежегодно.

Следующий этап повышения мощности реактора А начался в 1954 году с возрастания расхода охлаждающей воды до 7000 кубометров в час и температуры воды на выходе до 95 градусов Цельсия. Теперь для охлаждения и сушки графитовой сборки стал применяться азот и температура графита выросла с 300 до 675оС. Реактор проработал со средней мощностью около 600 МВт до октября 19)63 года и вырабатывал около 152 кг плутония ежегодно16. Однако количество остановок выросло до 165 в месяц и это, в конце концов, привело к решению обновить реактор.

Реактор А возобновил работу в апреле 1964 года и проработал со средней мощностью 900 МВт с 1965 года до закрытия 16 июня 1987 года. Если предположить, что он закрывался два раза (и каждый раз на 180 дней) для проведения крупного ремонта, то всего реактор выработал 4.6 тонн плутония за этот период (Таблица А.1).

 

Реакторы АВ

Двадцать пятого сентября 1948 года было решено построить три АВ-реактора с возможностью получать 200-250 граммов плутония ежедневно. Эти реакторы были спроектированы в экспериментальном конструкторском бюро машиностроения (ОКБМ) под руководством главного конструктора А. Савина17. В каждом реакторе было по 1996 каналов, из которых 65 каналов использовались для контрольных стержней. Проектные мощность и ежегодная производительность составляли 300 МВт и около 100 кг плутония, соответственно18. Каждый канал был снабжен детектором утечки. Это позволило заменять вкладыши без остановки реактора.

В первый год работы на проектной мощности каждый из АВ-реакторов вырабатывал около 260 граммов плутония в день19. В течение нескольких первых лет работы реактор АВ-3 использовался для производства как плутония, так и трития. Начиная со второго года работы реакторов, их мощность постепенно повышалась и достигла 600 МВт в 1963 году20. Первые ремонты были проведены через 6-7 лет работы. Большие улучшения произошли в начале 60-х годов после второго капитального ремонта, когда были решены важные проблемы с вкладышами в каналы и с топливными элементами. После этого уровни мощности 1200 МВт и ежегодное производство плутония 270 кг/год сохранялись всеми тремя реакторами до их закрытия (Таблица А.1)21.

 

АИ-ИР реактор

АИ -реактор, введенный в действие 22 декабря 1951 года с проектной мощностью 40 МВт22, был поначалу спроектирован на получение трития23. Его графитовая кладка имеет 248 каналов. Реактор поначалу был запитан ураном с обогащением до 2% урана-235. Уменьшение отношения уран-238/уран-235 от примерно 140 в естественном уране до 50 наряду с уменьшением производства плутония сделали большее количество нейтронов доступными для образования трития. Реактор производил также значительное количество плутония, но из-за большого выгорания топлива и возникшего увеличения содержания плутония-240 этот плутоний не был использован для оружия.

За период с 1952 по 1956 годы уровень мощности реактора АИ составлял примерно 50 МВт. В 1956 году его переделали24, заполнили ураном с 10%-ным обогащением, а уровень мощности вырос. В 1966 году реактор был поставлен на капитальный ремонт и возобновил работу в январе 1967 года, когда обогащение снова выросло (до 80-90%). С 1967 до 1987 года он использовался в первую очередь для испытаний облучением материалов - кандидатов во вкладыши в каналы и в покрытие топливных элементов. Он также изготовлял кобальт-60 и полоний-210, а 25 мая 1987 года его закрыли.

 

Реакторы на тяжелой воде

Четыре производственных реактора, где тяжелая вода используется для замедления нейтронов и для охлаждения также построены на площадке "Маяк" (Таблица 2). Все они сконструированы в ОКБМ.

Реактор ОК-180 загружался 15 тоннами уранового топлива и 37.4 тоннами тяжелой воды. Он способен произвести 0.1 кг плутония в день или 32 кг в год25.. Хотя сначала он предназначался для производства плутония, через два года его загрузили обогащенным (2% урана-235) ураном и использовали для производства урана-233, кобальта-60, фосфора-32 и трития26. Три другие тяжеловодные реакторы использовались, чтобы получать тритий для оружия, а также другие изотопы. Единственный все еще работающий реактор на тяжелой воде - это "Людмила", производящая некоторое количество трития, но 75% ее возможностей используются на производство медицинских изотопов27.

Табл. 2. Реакторы на тяжелой воде на "Маяке".

Название реактора Мощность (МВТ) (проектная/ увеличенная) Дата запуска Дата закрытия
ОК-180 100/2331 17.10.1951 03.03.1966
ОК-190 300 27.12.1955 08.11.1965
ОК-190М 300 16.04.1966 16.04.1986.
ЛФ-2 "Людмила" 800 Май 1988 работает
1 Г. Чернецкая, "Реакторному заводу - 50 лет", Челябинск, 2000, N0.2, стр.27, www.llbozersk.ru/pbd/maya/link/43.htm

 

Легководный реактор

Реактор "Руслан" - это реактор с графитовым отражателем, помещенный в бассейн с обычной (легкой) водой и обладающий проектной мощностью около 800 МВт28. Он был запущен 12 июня 1979 года для производства трития. С начала 1985 года его мощность была увеличена до 1100 МВт. Хотя этот реактор сейчас используется в основном для получения трития, его применяют также для легирования кремния в электронных схемах фосфором29.

Оценки производства плутония на "Маяке" подводятся по реакторам и по годам в Таблице А.1.

 

СИБИРСКИЙ ХИМИЧЕСКИЙ КОМБИНАТ (Томск-7)

Пять реакторов для производства плутония были построены и работали на площадке Томск-7 (смотрите Таблицу 3)30..Все они использовали графит для замедления нейтронов и обычную воду для охлаждения. Первый реактор - И-1 имел систему охлаждения с однократным прохождением воды, но остальные четыре реактора имели замкнутые первичные контуры с теплообменниками, которые вырабатывали пар для получения электричества и нагрева жилых помещений.

Табл. 3. Производственные реакторы Томска-7.

Название реактора Тип Мощность (МВТ) (проектная/ увеличенная) Дата запуска Дата закрытия
И-1 О 400/1200 20.11.1955 21.09.1990
ЭИ-2 ЗК 400/1200 24.09.1958 31.12.1990
АДЭ-3 ЗК 1450/1900 14.07.1961 14.08.1990
АДЭ-4 ЗК 1450/1900 26.02.1964 20.04.2008
АДЭ-5 ЗК 1450/1900 26.06.1966 05.06.2008
О - однократный; ЗК - замкнутый контур

Реакторы И-1 и ЭИ-2 были спроектированы в НИИЭТ (Научно-исследовательский институт электротехники) главным конструктором Н.Долежалем. В реакторе И-1 было 2001 каналов (65 каналов для контрольных стержней), а его конструкция и мощность были практически такими же, что и у реакторов серии АВ. Реактор ЭИ-2 был первым реактором двойного назначения, созданным в СССР. Его главной задачей было производство плутония, но выделившееся в этом процессе тепло от деления использовалось для генерирования 100 МВт электроэнергии и 200 МВт тепла для отопления жилого района. В графитовой сборке реактора было столько же каналов, что и у реактора И-1, но первичный контур с водой для охлаждения был сделан замкнутым и работал при более высоких давлениях, чем при однократном прохождении воды, как в И-1. В результате добавленной сложности операторы столкнулись с трудностями, особенно в первые годы.

Три реактора АДЭ также были спроектированы в ОКБМ для снабжения жилых районов теплом и электричеством вместе с получением плутония и работы при мощности 1450 МВт. Их графитовые кладки имели по 2832 канала каждая, из которых 132 были использованы для контрольных стержней. Для увеличения нейтронного потока во внешней части активной зоны 92 топливных канала были загружены обогащенные на 90 процентов топливом из металолокерамики31.. В активной зоне каждого реактора содержалось 300 тонн топлива из естественного урана. При увеличенной мощности до 1900 МВт разгружалось 65 кг плутония через 42 полных дня работы при такой мощности.3 Ежегодно более 1200 тонн облученного топлива, содержащего примерно 500 кг плутония, выгружалось из каждого реактора (Таблица А-2)33.

 

ГОРНО-ХИМИЧЕСКИЙ КОМБИНАТ (Красноярск-26)

Три реактора, производившие плутоний, типов АД и АДЭ были построены на площадке в Железногорске (Красноярск-26) между 1958 и 1963 годами (Табл. 4). Они были расположены в подземных тоннелях для защиты от американского ядерного нападения. Как и реакторы типа АДЭ в Томске-7, красноярские реакторы были сконструированы в ОКБМ с проектной мощностью 1450 МВт каждый. Реактор АД охлаждался проточной водой. Реакторы АДЭ-1 и АДЭ-2 были предназначены для двух задач, но АДЭ-1 работал на проточной воде.

Реакторы Красноярска-26 произвели по оценкам 45.7 тонны плутония оружейного качества, включая 4.5 тонны плутония, изготовленного за период 1996-2010 годов, когда реактор АДЭ-2 работал на уменьшенной мощности исключительно для обогрева жилого района

(Таблица А-3).

На Рис.4 приведены оценки кумулятивного количества плутония, произведенного на трех площадках, по отдельности и вместе.

Табл. 4. Красноярские реакторы для производства плутония.

Название реактора Тип Мощность (МВТ) (проектная/ увеличенная) Дата запуска Дата закрытия
АД О 1450/2000 25.08.1958 30.06.1992
АДЭ-1 О 1450/2000 20.07.1961 20.09.1992
АДЭ-2 О 1450/2000 январь1961 15.04.2010
О - однократный

Рис. 4. Оценка производства плутония оружейного качества по площадкам и в целом (в тоннах). В обмен на содействие США в переделке и постройке новых угольных тепловых станций для обогрева жилого района Россия согласилась не использовать для оружия плутоний, полученный после 30 сентября 1994 года. На вертикальной оси отложено количество полученного плутония (в тоннах). На горизонтальной оси отложены названия четырех прямоугольников (Маяк, Северск, Железногорск и полное количество). Высота каждого прямоугольника определяет уровень производства плутония в конкретном месте. В трех случая светлые полоски разной толщины сверху от прямоугольников означают количество плутония, полученного после 30 сентября 1994 года.

 

Неопределенности

Неопределенности приведенных выше оценок вытекают прежде всего из неточности уровней мощности индивидуальных производственных реакторов и предполагаемой длительности их операций на этих уровнях мощности.

Наиболее важная неопределенность относится к темпам, с которыми возрастала мощность реакторов над первоначальными проектными уровнями и к уровням мощности, до которых она возрастала. Проведенные здесь оценки предполагали, что для реакторов первого и второго поколения (А, АВ и И) процесс разгона мощности занимает 6-12 лет, а для реакторов третьего поколения -3-5 лет. Это приводит к неопределенности ± 5 тонн в производстве плутония. Если предположить, что неопределенность в уровне мощности усовершенствованных реакторов равна ± 5 процентов, то это приведет к дополнительной неопределенности в количестве плутония ± 6 тонн.

Что касается длительности периода ввода реактора в эксплуатацию, то проведенные здесь оценки предполагают длительность этого периода равной трем неделям. Но требуется больше одного месяца, чтобы вывести некоторые реакторы на их проектную мощность. Такие неопределенности приводят к дополнительной неопределенности в количестве плутония порядка ± 0.3 тонны.

В случае остановок из-за операционных проблем большее их количество относительно короткое и реакторы возвращаются в рабочее состояние через 20-30 минут. Но проходят дни и недели для восстановления нормальных операций после перегрева или плавления топливных элементов или алюминиевых вкладышей в каналы. Такие случаи происходили около 150 раз. Если предположить, что на очистку и замену в среднем уходит

от 4 до 10 дней, возникшая неопределенность приведет к ± 0.75 тоннам плутония.

Если предположить, что упомянутые выше неопределенности случайны и не взаимосвязаны, полная неопределенность общего российского производства плутония оружейного качества будет составлять около ± 8 тонн.

 

Потери и использование плутония

Некоторая часть полученного в топливе реакторе плутония не возвращается и остается в отходах с высоким уровнем активности. Некоторая часть использовалась при ядерных испытаниях и в критических сборках, а небольшое количество было потеряно в трех подводных лодках, которые затонули.

 

Потери при переработке

В начале 50-х годов около13 процентов плутония в топливе производственных реакторов терялось в отходах с высоким уровнем активности34. В середине 60-х годов потери уменьшились до 3-5 процентов. На основе этой информации величина плутония, оставшегося в отходах от переработки, оценивается примерно в 5.5 тонн. Тогда 139 ± 8 тонн оружейного плутония должно быть получено из производственных реакторов.

 

Потери при изготовлении

Некоторое количество плутония было потеряно во время изготовления оружейных плутониевых компонент. На основе опыта США. где такие потери составляли около 5%, величина плутония, потерянного таким путем, оценивается в 7 тонн.

 

Использование в ядерных испытаниях

Советский Союз испытал всего 939 ядерных взрывных устройств35. Если предположить, что каждое устройство содержало в среднем 4 кг плутония, то пришлось использовать в испытаниях 3.9 тонны плутония.

 

Использование в критических сборках

Около 0.54 тонны плутония оружейного качества находится сейчас в критических сборках.

 

Потерянные боеголовки

Три советские подводные лодки, оборудованные 25 ядерными боеголовками, которые содержали всего 0.1 тонну плутония и были утеряны 66.

Приведенные выше оценки производства, потерь и использования просуммированы в Табл.5.

Табл. 5. Производство, использование и запасы российского плутония оружейного качества

  Категория материального баланса Плутоний (тонны)
Производство  площадка Маяк

 площадка Северск

 площадка Железногорск

Всего

 30,9

 68,3

 45,7

 144,9

Удаление Отходы

Потери при изготовлении

Испытания

Потери боеголовок

Исследовательские сборки

Всего

-5,5

-7,0

-3,9

-0,1

-0,5

-17,0

Запасы (2010)   127,9
Объявлено избыточным   -34,0
Не подходит для оружия   -6,0
Годится для оружия   87,9

 

ПРИМЕЧАНИЯ И ССЫЛКИ

1. Томас Кохрен, Роберт Норрис и Олег Бухарин, Создание российской бомбы: от Сталина до Ельцина (Boulder, CO, Westview Press, 1995); Дэвид Олбрайт, Фрэнс Берко-ут и Уильям Уолкер, Плутоний и высокообогащенный уран 1996: Мировые запасы, возможности и политика (Solna, Sweden: SIPRI and Oxford University Press, 1997); Анатолий Дьяков, "Демонтаж и уничтожение химического, ядерного и обычного оружия" в сборнике "Размещение плутония оружейного качества в России; оценки разных вариантов"(Boston: Kluwer Academic Publishers, 1987).

2. Недавно вышло трехтомное издание "Атомный проект СССР, Документы и материал" под редакцией Льва Ря-бева (Наука-Физматлит). В него входят (ранее секретные) правительственные документы, касающиеся разработки советской ядерной инфраструктуры в период 1945-1954 годов.

3.. В России по оценкам имеется 7300 дополнительных боеголовок, ожидающих демонтажа (Bulletin of the Atomic Scientists, January/February2010).

4. "Сообщение, полученное от Российской Федерации, относительно ее политики по поводу управления плутонием", IEAE, INFCIRC/549/Add. 9/12 (16 August 2010).

5.. Н.С.Бурдаков, Некоторые страницы из истории развития технологии промышленных уран-графитовых реакторов, Озерск, 1996; Д.Ньюмен и др., "Обзор ближайших вариантов для российских плутониевых промышленных реакторов", PNL, Richland, Washington, July 1994.

6. Лучистая энергетика. Сибирская АЭС. История с продолжением (Томск, 2008).

7. Смотрите2, " Предложение Игоря Курчатова об увеличении производства плутония на реакторе А, 9 апреля 1949 года ", Документ 244, том второй, Атомная бомба, книга 4. Предложенное топливо с увеличением выгорания привело к получению 150-160 граммов плутония на тонну урана.

8. Смотрите5, (Бурдаков).

9. Б.В. Брохович, Химический комбинат "Маяк" (Озерск, 1996, стр.167).

А.К.Круглов, "Заметки о первом реакторе по производству плутония в СССР", в книге

10. "История советского ядерного проекта" (под редакцией В.П.Визгина), Москва, Янус-К, 1998.

11. Смотрите2, "Письмо Ванникова Берии о реакторе А, 3 февраля 1949 года", Документ 228, том второй, Атомная бомба, книга 4.

12. Смотрите книгу10, Я.П. Докучаев, "От плутония до плутониевой бомбы: от мемуаров до участников событий". 

13. Смотрите7, а также "Доклад Л.Берии И.Сталину о выполнении правительственного плана о разработке атомной промышленности, 26 марта 1951 года," Документ 293, том второй, Атомная бомба, книга 5, (Москва-Саров, Наука-Физматлит, 2005).

14. Смотрите9, стр.130.

15. Это соответствует 0.17 кг плутония на тонну топлива. Смотрите также7.

16. Смотрите9, стр. 136.

17. Смотрите2, Документ 46, "Решение Совета Министров о сооружении агрегата АВ", том второй, Атомная бомба, 1945-1954, книга 4.

18. Смотрите2, Документ 300, "Информационная сводка о ядерных реакциях", том второй, Атомная бомба, 19451954, книга пятая.

19. Смотрите2, Документ 293.

20. Смотрите2, Документ 180, "Письмо Б. Л. Ванникова и других Л Берия," 12 апреля 1952 года, том третий, Водородная бомба,1945-1954, книга первая.

21. "Завод 23," Озерский вестник," No.48/49. 1993,.стр.7, <http://www.libozersk.ru/pbd/mayak/link/17.htm.

22. П. А. Журавлев, Мой ядерный век (Москва, Хронос Пресс, 2003), стр.134; Кузнецов В. М., Производственное объединение "Маяк": История объединения, http://www.libozersk.ru/pbd/Mayak60/link/237.htm.

23. Смотрите2, Документ 122, "Распоряжение Совета Министров СССР 13030-рс/оп о постройке агрегата для производствам трития," 18 августа 1950 года, том третий, Атомная бомба, 1945-1954, книга первая.

24. Смотрите .

25. Смотрите2, Документ 306, "О ситуации с работой по разработке атомной промышленности," 16 ноября 1951 года, том второй, книга пятая.

26. Смотрите2 , Документ 187, "Письмо Б Ванникова и других Л.Берия о переводе Завода 3 (ОК-180) на производство урана-233," 6 мая 1952 года, том третий, книга первая; А.К. Круглов, "О первых в нашей стране реакторах с тяжелой водой", в книге Создание первой советской ядерной бомбы (Москва, Энергоатомиздат, 1995), стр.313.

27. В Губарев, "Руслан и Людмила - реакторы для термоядерного оружия," Наука и жизнь, № 6 1997.

28. Смотрите9, стр. 130.

29. Смотрите статью Кузнецова22. Когда стабильный кремний-30 поглощает нейтрон, он превращается в крем-ний-31 и с периодом полураспада 2.6 часа превращается в устойчивый фосфор-31.

30. Реактор ЭИ-2 был поначалу введен в действие в феврале 1958 года в режиме однократного пропускания охлаждающей воды, ожидая установки парогенератора и турбины. Его перевели в режим двойного назначения 234 сентября 1958 года. Смотрите статью П.А.Журавлева23, стр.252-254.

31. Керметовое (металлокерамическое) топливо содержит 6% UO2 , перемешанного с алюминием. Концентрация урана-235 в керметовом топливе такая же, как в топливе из естественного урана, и поэтому генерируется такое же количество тепла, но практическое отсутствие урана-238 в топливе снижает поглощение в нем нейтронов и тем самым компенсирует более высокую утечку нейтронов через поверхность реактора из внешней части активной зоны.

32. Естественный уран выводится с выгоранием 468 Мвт-дней/тонна и с содержанием 420 граммов плутония на тонну урана. Таким образом, при этом выгорании реакторы производят примерно 0.9 граммов плутония на МВт-день. Еще 65 МВт генерировалось топливом из металлокерамики. Поэтому всего реактор производил около 0.87 граммов плутония на МВт-день.

33. Были сделаны оценки в предположении, что реакторы работали на проектной мощности в течение первых нескольких лет. Кроме того, предполагалось, что, начиная с 1995 года, когда заказ на плутоний оружейного качества был отменен, реакторы АДЭ-4 и АДЭ-5 работали при 75%-ной мощности, то есть, 1435 МВт.

34. Смотрите18.

35. И. А. Андрюшин, А.К.Чернышев и Ю.А. Юдин, Укрощение ядра, Саров, 2003, стр.164.

36. Подводная лодка К-129 затонула в 1968 году с тремя баллистическими ракетами, на каждой из которых было по одной боеголовке, и с двумя торпедами, имевшими ядерное вооружение. Подлодка К-219 затонула в октябре 1986 года с шестнадцатью баллистическими ракетами, каждая из которых была вооружена одной ядерной боеголовкой, а также с двумя торпедами, имевшими ядерное вооружение. Подводная лодка :" Комсомолец" затонула в 1989 году с двумя торпедами, имевшими ядерное вооружение.

ПРИЛОЖЕНИЕ А. ОЦЕНЕННОЕ ПРОИЗВОДСТВО ПЛУТОНИЯ ПО РЕАКТОРАМ И ГОДАМ

Табл. А.1. Площадка Маяк (все величины в килограммах)

Годы Реакторы Ежегодное количество (кг) Совокупное количество (кг)
  А АВ-1 АВ-2 АВ-3 ОК-180    
1948 16         16 16
1949 19         19 35
1950 30 39       69 104
1951 58 100 50   3 211 315
1952 58 100 100 24 25 207 622
1953 58 108 108 20 25 319 941
1954 58 108 108 20   294 1235
1955 76 135 108 20   339 1574
1956 152 162 135 20   469 2043
1957 152 162 162 100   576 2619
1958 152 81 162 162   557 3176
1959 152 162 81 162   557 3733
1960 152 162 162 81   557 4290
1961 152 162 162 162   638 4928
1962 152 162 162 162   638 5566
1963 152 270 162 162   746 6312
1964 103 270 270 162   805 7117
1965 207 270 270 270   1017 8134
1966 207 135 270 270   882 9016
1967 207 270 135 270   882 9898
1968 207 270 270 135   882 10780
1969 207 270 270 270   1017 11797
1970 207 270 270 270   1017 12814
1971 103 270 270 270   913 13727
1972 207 135 270 270   882 14609
1973 207 270 135 270   882 15491
1974 207 270 270 135   882 16373
1975 207 270 270 270   1017 17390
1976 207 270 270 270   1017 18407
1977 207 270 270 270   1017 19424
1978 207 270 270 270   1017 20441
1979 103 270 270 270   913 21354
1980 207 270 270 270   1017 22371
1981 207 135 270 270   882 23253
1982 207 270 135 270   882 24135
1983 207 270 270 135   882 25017
1984 207 270 270 270   1017 26034
1985 207 270 270 270   1017 27051
1986 207 270 270 270   1017 28068
1987 100 270 270 270   910 28978
1988   270 270 270   810 29788
1989   250 270 270   790 30578
1990     130 220   350 30928
Всего: 6138 8508 8407 7822 53 30928  

 

Табл. А.2. Сибирский химический комбинат (все величины в килограммах)

Годы Реакторы Ежегодное количество (кг) Совокупное количество (кг)
  И-1 ИЭ-2 АДЭ-3 АДЭ-4 АДЭ-5    
1955 10         10 10
1956 170         170 180
1957 170         170 350
1958 170 29       199 549
1959 170 155       325 874
1960 170 155       325 1199
1961 170 155 202     527 1726
1962 170 155 392     717 2443
1963 85 155 392     632 3075
1964 270 78 392 268   1008 4083
1965 270 155 392 392 202 1411 5494
1966 270 260 250 500 292 1572 7066
1967 270 260 500 500 500 2030 9096
1968 270 260 500 250 500 1780 10786
1969 270 260 500 500 500 2030 12906
1970 135 260 500 500 500 1895 14801
1971 270 260 500 500 250 1780 16581
1972 270 130 500 250 500 1650 18231
1973 270 270 500 500 500 2040 20271
1974 270 270 250 500 500 1790 22061
1975 270 270 500 500 500 2040 24101
1976 270 270 500 500 500 2040 16141
1977 270 270 500 500 500 2040 18181
1978 135 270 500 500 500 1905 30086
1979 270 135 500 500 500 1905 31991
1980 270 270 500 500 500 2040 34031
1981 270 270 500 500 500 2040 36071
1982 270 270 250 500 500 1790 37861
1983 270 270 500 250 500 1790 39651
1984 270 270 500 500 250 1790 41441
1985 270 270 500 500 500 2040 43481
1986 270 270 500 500 500 2040 45521
1987 270 270 500 500 500 2040 47561
1988 270 270 500 500 500 2040 49601
1989 270 270 500 500 500 2040 51641
1990 202 270 250 500 500 1722 53363
1991     500 500 500 1500 54683
1992     250 500 500 1250 56113
1993       250 500 750 56863
1994       500 250 750 57613
1995-2008       5300 5400 10700 68313
Всего: 8237 7452 14020 19460 19144 68313  

 

Табл. А.3. Горно-химический комбинат (все величины в килограммах)

Годы Реакторы Ежегодное количество (кг) Совокупное количество (кг)
  АД АДЭ-1 АДЭ-2    
1958 101     101 101
1959 378     378 479
1960 378     378 857
1961 378 130   508 1365
1962 378 378   756 2121
1963 189 378   567 2688
1964 505 378 368 1251 3939
1965 505 189 378 1072 5011
1966 505 505 378 1188 6199
1967 505 505 405 1415 7614
1968 505 505 405 1415 9029
1969 505 505 202 1212 10241
1970 252 505 405 1162 11403
1971 505 252 405 1162 12565
1972 505 505 405 1415 13980
1973 505 505 405 1415 15395
1974 505 505 405 1415 16810
1975 505 505 405 1415 18225
1976 505 505 405 1415 19640
1977 505 505 202 1212 20852
1978 252 505 405 1162 22014
1979 505 252 405 1162 23176
1980 505 505 405 1415 24591
1981 505 505 405 1415 26006
1982 505 505 405 1415 27421
1983 505 505 405 1415 28836
1984 505 505 405 1415 30251
1985 505 505 202 1212 31463
1986 505 252 405 1162 32625
1987 505 505 405 1415 34040
1988 252 505 405 1162 35202
1989 505 505 405 1415 36617
1990 505 505 405 1415 38032
1991 505 505 405 1415 39447
1992 250 360 405 1015 40462
1993     405 405 40867
1994     405 405 41272
1995-2010     4462 4462 45734
Всего: 15433 14184 16317 15734  

 

http://scienceandglobalsecurity.org/ru/archive/sgsr19diakov.pdf

 

 














  


 
 [ главная Сборник статей по экономике Игоря Аверина © 2006-2009  [ вверх
© Все права НЕ защищены. При частичной или полной перепечатке материалов,
ссылка на "www.economics.kiev.ua" желательна.
Яндекс цитирования