Ключевымимоментамидляотделениядруготдругаэтихдвухтехнологическихсистеммогутбыть:

•отсутствие переработки ОЯТ ядерных энергетических реакторов;

•обеспечение высоких уровней энерговыработки ОЯТ с целью максимизации отличий изотопного состава энергетического плутония от оружейного;

•концентрация обогатительных производств в нескольких международных центрах, обслуживающих все потребности мировой ядерной энергетики;

•концентрация хранения ОЯТ в нескольких международных центрах, обслуживающих

все производство ОЯТ мировой ядерной энергетики.

Однако для практического осуществления подобных действий огромное значение играет масштабный фактор – фактический объем мировой ядерной энергетики и перспективы ее развития.

12.5.Производство энергетического плутония

Кначалу 2003 года общий объем электровыработки на 530 действующих и оставленных ядерных реакторах АЭС оценивается в 5200 ГВт лет. Этому объему электроэнергии соответствует оценка наработки энергетического плутония в 2000 тонн (включая плутоний, находящийся в ядерных реакторах). При этой оценке закладывались средние уровни наработки плутония в реакторах раз-

личного типа (0,29 кг плутония на ГВт сутки для PWR, 0,54 кг плутония на ГВт сутки для HWR и GCR и т.д.) и использовалось соотношение между тепловой и чистой электрической энерговыра-

боткой Pэл0 = 3,4 Pт. В 2001 году общая выработка электроэнергии АЭС составила 284 ГВт лет, а

годовая наработка плутония составила около 105 тонн. В рамках существующего топливного цикла сжигание ядерного топлива, соответствующего объему уранового сырья в 4 миллиона тонн, приведет к наработке 7500 тонн энергетического плутония, а сжигание ядерного топлива, соответствующего запасу уранового сырья в 13 миллионов тонн, – к наработке 24000 тонн энергетического плутония. При достижении больших глубин выгорания ОЯТ уровень наработки плутония может быть несколько меньше.

Количество ОЯТ, которое будет при этом произведено, составит не менее 1,6 миллиона тонн (при подавляющем использовании обогащенного ядерного топлива для реакторов PWR). При этом, как отмечалось выше, доля ядерной энергетики в общем производстве электроэнергии с неизбежностью будет сокращаться.

Для классификации плутония достаточно широко используются следующие категории:

•«оружейный» плутоний [weapon-grade plutonium (WGPu)], определяемый как материал с содержанием изотопа Pu-240 не более 7%;

•«топливный» плутоний [fuel-grade plutonium (FGPu)], определяемый как материал с содержанием изотопа Pu-240 в пределах от 7% до 19%;

•«реакторный» плутоний [reactor-grade plutonium (RGPu)], определяемый как материал с

содержанием изотопа Pu-240 более 19%.

Как правило, в состав плутониевого материала входят пять изотопов: Pu-239, Pu-240, Pu-241, Pu-242, нарабатываемые в ядерных реакторах в цепочке последовательных захватов нейтронов и распадов на ядрах U-238, а также изотоп Pu-238, нарабатываемый в основном в цепочке последовательных захватов нейтронов и распадов на ядрах U-235 и, отчасти, в цепочке захватов и распадов на U-238. Содержание изотопов в производимом плутонии в сильной степени варьирует от энерговыработки ядерного топлива и изотопного состава урана (то есть степени обогащения топлива на U-235), а также типа реактора, определяющего особенности его нейтронного спектра.

Принятая градация типов плутония представляется слишком примитивной и не соответствующей сущности проблемы. Плутоний, который может использоваться в оружии, должен удовлетворять следующим основным требованиям:

•у него должны быть приемлемые критмассовые характеристики;

•он должен обладать необходимой технологичностью (у него должны быть достаточно высокие конструкционные свойства);

•он должен удовлетворять необходимым требованиям по радиационной безопасности.

Если материал удовлетворяет этим требованиям, он является потенциальным оружейным материалом независимо от того, получен он на военном или гражданском производстве. Если его характеристики удовлетворяют по существу требованиям, предъявляемым к оружейному материалу в официальном ядерном государстве, значит, этот материал является кондиционным оружейным материалом и может быть использован этим государством для оружейных целей.

Собственно характеристики критических масс изотопов плутония не накладывают каких-либо жестких ограничений на изотопный состав материала, который может заменить «оружейный» плутоний. Рассмотрим в качестве примера ограничение на величину критической массы энергетиче-

ского плутония Mкр(Puэн) ≤ 1,3 Mкр (WGPu).

Это ограничение по существу не является каким-либо ограничением, так как определяет в бинарной смеси с Pu-239 содержание изотопа Pu-240 на уровне менее 30%, а изотопа Pu-242 – на уровне менее 20%.

«Топливный» плутоний и многие виды изотопных составов «реакторного» плутония заведомо удовлетворяют этому условию.

Существенное значение для отличий энергетического плутония от оружейного материала имеет содержание изотопов Pu-241 и Pu-238, определяющих образование в материале других актиноидов (Am-241), тепловыделение и радиационную безопасность.

При этом важно, что в гражданском плутонии не существует строгой корреляции между содержанием Pu-240 и содержанием Pu-241 и Pu-238. Это отсутствие, помимо различий в типах реакторов, обусловлено тем, что со временем, вследствие распада Pu-241, происходит «обеднение» по этому изотопу энергетического плутония, а содержание Pu-238, помимо всего прочего, существенно зависит от уровня начального обогащения ядерного топлива.

К настоящему времени во многих странах мира создана мощная промышленность по наработке, выделению и использованию плутония в гражданских целях. Наработка плутония является сопутствующим энерговыработке процессом в ядерном топливе, содержащим U-238. Выделение плутония может быть как самостоятельной задачей, так и сопутствующим процессом при глубокой переработке ОЯТ. Использование плутония в основном связано с производством МОХ-топлива и его рециклированием для энерговыработки (в основном в реакторах LWR), а также с реализацией программы развития ядерных реакторов на быстрых нейтронах.

Гражданская программа по энергетическому плутонию стала развиваться сначала в государствах, создавших ядерное оружие, и выросла из ядерных оружейных программ, что в существенной степени определило ее технологический облик. Эти общие корни и определяют в основном принципиальную проблему: является ли весь гражданский плутоний действительно гражданским с точки зрения достаточно специфических требований, предъявляемых к оружейному плутонию.

В соответствии с содержанием этой проблемы особое значение имеют переработка и выделение плутония из ОЯТ реакторов GCR и HWR, поскольку этот плутоний в большей степени представляет угрозу. Это обусловлено относительно небольшим содержанием в нем изотопов Pu-238 и Pu-241 даже при номинальной энерговыработке, что, в свою очередь, определяется малой абсолютной величиной энерговыработки при использовании природного урана. Поскольку значительная переработка ОЯТ реакторов HWR не производится (за исключением Индии), то в первую очередь важна проблема переработки ОЯТ гражданских реакторов GCR и дальнейшее движение выделенного плутония. Первоочередная важность этого вопроса определяется тем, что такого плутония было выделено около 90 тонн (около 30% общего объема выделенного гражданского плутония).

Важно также, что с течением времени изотопный состав энергетического плутония, находящегося в ОЯТ, существенно изменяется. Это происходит, в первую очередь, за счет распада Pu-241 в Am-241, а также Pu-238 в U-234. В таблице 8.45 приведены нормированные на 100% изотопные составы плутония тяжеловодных реакторов в зависимости от времени выдержки, а также изменение критических масс этих составов. Энерговыработка ОЯТ B = 7 ГВт сутки/тТМ.

При времени выдержки 60 лет такой плутоний в основном представляет смесь двух изотопов Pu-239 и Pu-240. Вклад Pu-241 практически отсутствует, а вклад Pu-238 также невелик (около 10% в α-активности и тепловыделении). К 2040 году плутоний с такими относительно высокими характеристиками будет находиться в ОЯТ Аргентины, Канады, Индии, Южной Кореи.