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".

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 675^оС. 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 году^20. 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 год^25.. 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".

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.

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 металолокерамики^31.. 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.

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

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)

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

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

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