6.6. Ядерно-взрывная наработка изотопов

Как отмечалось выше, еще в 50-е годы возник интерес к использованию нейтронов ядерного взрыва для получения различных изотопов путем воздействия нейтронов на мишени, размещенные

вядерном заряде или вблизи заряда. Возможны три вида воздействия нейтрона на мишень:

•отрыв нейтрона от ядер мишени за счет реакции (n,2n);

•однократный захват нейтронов ядрами мишени;

•многократный захват нейтронов одним ядром.

Вкачестве мишеней рассматривались ядра Th-232 и U-238. В первом процессе возникают ядра Th-231 и U-237, которые путем бета-распада переходят в Pa-231 и Nр-237. Во втором процессе получаются изотопы Ра-233 и Np-239, переходящие в делящиеся вещества U-233 и Pu-239. В третьем процессе на мишени из U-238 образуется целый спектр трансурановых элементов.

Производство изотопов за счет активации специально заложенных стартовых элементов нейтронами, нарабатываемыми в процессе ядерного (термоядерного) взрыва, определяется целым рядом факторов:

•уровнем нейтронного потока и его спектром в месте расположения стартовых элементов;

•эффективными сечениями активации стартовых элементов;

•количеством заложенных стартовых элементов.

Наиболее простая, с точки зрения анализа, модель наработки изотопов включает в себя систему из взрывного устройства (ядерного или термоядерного), окруженную модулем, содержащим стартовые элементы. При этом система должна включать специальные слои из замедлителя нейтронов, в состав которого также могут входить стартовые элементы.

Характеристикой эффективности подобной системы является, с одной стороны, отношение количества наработанных изотопов к энерговыделению взрыва, а с другой стороны, отношение количества наработанных изотопов к количеству заложенных стартовых элементов. При рассмотрении конкретных проектов существенное значение могут играть вопросы стоимости (дефицитности) используемых в проекте материалов (в том числе в составе зарядного устройства), проблемы обеспечения экологической безопасности и вопросы извлечения и переработки продуктов взрыва.

Одной из характеристик рассматриваемых устройств является количество нейтронов, нарабатываемых во взрыве, отнесенное к мощности взрыва.

Для ядерных взрывных устройств это отношение δ = (ν-1) Nfis/Nfis = ν – 1, где Nfis – количество делений в системе; ν – количество нейтронов, образующихся при делении ядра (при этом мы пренебрегли процессом n-захвата на ядрах изотопов, входящих в состав ядерного взрывного устройства). Для характерного значения энергий нейтрона En = 1 МэВ величина (ν-1) для некоторых делящихся изотопов приведена в таблице. Здесь же приведены абсолютные значения наработки нейтронов qn в таком устройстве на единицу энерговыделения взрыва в 1 кт (1012 калорий). Эти величины представляют собой максимальную оценку, поскольку часть нейтронов будет поглощена внутри зарядного устройства.

Таблица 5.5. Характеристики нейтронного выхода при делении основных изотопов

Изотопы	U-233	U-235	Pu-239
ν-1	1,58	1,52	2,01
qn 10–23	2,42	2,33	3,08

В качестве верхней оценки характеристик нейтронного спектра ядерного устройства может быть принят спектр деления, хотя в реальных условиях он будет смягчен вследствие процессов упругого и неупругого взаимодействия нейтронов с материалами устройства. Рождение одного нейтрона в реакции деления сопровождается выделением энергии в (75–110) МэВ.

Для термоядерного взрывного устройства наработки нейтронов определяются совокупностью термоядерных реакций и нейтронных реакций:

двумя каналами первичной реакции:

1)D + D → He-3 + n + 3,27 МэВ (из них En = 2,45 МэВ);

2)D + D → H + T + 4,03 МэВ

ивторичными реакциями:

3)T + D → He-4 + n + 17,6 МэВ (из них En = 14,08 МэВ),

4)He-3 + D → He-4 + p + 18,4 МэВ,

а также нейтронной реакцией: 5) He-3 + n → T + p + 0,74 МэВ.

При учете четырех каналов сгорает шесть ядер дейтерия, образуются два нейтрона, и выделяется энергия 43,2 МэВ. Реакция He-3 + D идет менее интенсивно по сравнению с другими реакциями из-за более высокого кулоновского барьера. При ее исключении из рассмотрения и использовании только первых трех реакций сгорает пять ядер дейтерия, образуются два нейтрона, и выделяется энергия 24,9 МэВ. Таким образом, рождение одного нейтрона сопровождается в этих случаях выделением энергии в (21,6–12,5) МэВ.

Если в ядерном горючем присутствует Li-6, то существенной является реакция:

6) Li-6 + n → T + He-4 + 4,76 МэВ.

Качество конструкции взрывного устройства, предназначенного для наработки тех или иных изотопов, определяется тем, насколько полно удалось использовать нейтроны, рожденные в термоядерной реакции, для преобразования ядер исходного стартового вещества в ядра тех изотопов, получение которых и является целью взрыва. Оказывается, что цели, перечисленные выше, предъявляют различные требования к термоядерным устройствам, которые направлены на их реализацию.

Эксперименты по многократному захвату нейтронов проводились как в США, так и в СССР

на Семипалатинском полигоне. Параметром, определяющим этот процесс, является поток

∞

Q = ∫nvdt , где n – нейтронная плотность, v – скорость термализованных, то есть находящихся в

0

тепловом равновесии со средой нейтронов, t – время. От достигнутого флюэнса наиболее сильно зависит максимальное число нейтронов, которые могут захватить ядра стартового вещества. В последнем опыте, проведенном в этих целях в США (Hutch, 1969 год), нейтронный поток достиг 2,4 1025 нейтронов на квадратный сантиметр. Последним синтезированным изотопом в этой опыте был Fm-257, который образуется в результате 19 захватов на стартовом ядре U-238. Захватывая нейтроны, стартовое ядро наращивает массу. Проходя через последовательные уровни масс, ядро испытывает деления, которые не дают возможность неограниченного увеличения массового числа и превышения массы m = 257. Деление, ставящее предел наращиванию массового числа происходит не только под действием нейтронов. Процессом распада, препятствующим даже кратковременному существованию более тяжелых массовых чисел, больших, чем 257, является спонтанное деление. Если для изотопа U-238 период полураспада составляет приблизительно 1014 лет, то для больших массовых чисел он значительно сокращается. Например, для Cf-254 период полураспада составляет 55 суток. Для более тяжелых изотопов период полураспада по отношению к спонтанному делению еще короче. Он не дает возможности идентифицировать такие изотопы. В СССР был произведен один эксперимент по этой программе под названием «Зонд». Опыт был проведен в штольне на Семипалатинском полигоне 29 июня 1966 года. В результате взрыва специального устройства был достигнут нейтронный поток 2,7 1024 см–2, что находится на уровне американского эксперимента Cyclamen. В качестве стартового вещества, кроме U-238, присутствовал Am-243. В этом эксперименте, благодаря специальным мерам, удалось получить радиохимические пробы довольно быстро, через несколько часов после взрыва.

Первые специальные экспериментальные исследования наработки трансурановых элементов во взрывах ядерных и термоядерных устройств проводились в 1957 году. Весной 1957 года было

проведено 6 воздушных ядерных взрывов; в том числе 2 мощных ядерных взрыва. Характеристики этих ядерных испытаний приведены в таблице 5.6.

Одним из видов исследований в этих ядерных испытаниях были радиохимические измерения наработки β-активности высокоактивных трансурановых радионуклидов в сравнении с наработкой β-активности радионуклида Мо-99 из продуктов деления. Эти исследования позволили экспериментально определить наработку в ядерных взрывах различного типа таких радионуклидов, как Pu-239, Pu-240 и Np-237.

Таблица 5.6. Характеристики специальных ядерных испытаний по наработке трансурановых элементов

Испытание	1	2	3	4	5	6
Дата	08.03.57	03.04.57	06.04.57	10.04.57	12.04.57	16.04.57
E, кт	19	42	57	680	22	320

Наработка Pu-239 происходит при нейтронном захвате на стартовых ядрах U-238 по схеме: U-238 + n → U-239 (β; T1/2 = 23,5 минут) → Np-239 (β; T1/2 = 2,35 суток) → Pu-239.

Наработка Pu-239 может быть определена, исходя из определения активности промежуточного ядра Np-239, обладающего достаточно большим временем жизни для проведения радиохимических работ, в сравнении с наработкой активности эталонного изотопа, непосредственно связанного с энерговыделением заряда, то есть с характерным радионуклидом продуктов деления.

Наработка Pu-240 происходит при последовательном двукратном нейтронном захвате на стартовых ядрах U-238 по схеме:

U-238 + n → U-239 + n → U-240 (β; T1/2 = 14,1 час) → Np-240 (β; T1/2 = 62 минут) → Pu-240.

Наработка Pu-240 может быть оценена подобно оценки наработки Pu-239, исходя из относительной доли β-активности достаточно долгоживущего промежуточного радионуклида U-240.

Наработка Np-237 происходит при нейтронной активации стартовых ядер U-238 в реакции (n,2n) на термоядерных нейтронах по схеме:

U-238 + n → 2n + U-237 (β; T1/2 = 6,75 суток) → Np-237.

Наработка Np-237 может быть оценена рассматриваемым способом, исходя из относительной доли β-активности достаточно долгоживущего радионуклида U-237.

Вполне реальной задачей является конструирование устройства для реализации отрыва нейтронов. Для этого необходимо выпускать нейтроны с максимально возможной энергией, близкой к той, с которой они рождаются, то есть 14,1 МэВ. Это достигается тогда, когда слои термоядерного горючего оказываются достаточно тонкими и родившиеся нейтроны с энергией 14,1 МэВ достигают стартового вещества с минимальными потерями своей энергии и не теряют способности осуществлять отрыв нейтрона. 22 декабря 1971 года на площадке «Галит» был проведен термоядерный взрыв с энерговыделением 64 кт. Его задачей было создание сухой полости большого диаметра и наработка во взрыве Pa-231 и U-233 на стартовом изотопе Th-232. В результате взрыва была создана полость объемом 200000 кубических метров, а по результатам анализа радиохимических проб было подтверждено, что в эксперименте было наработано 0,5 кг Pa-231 и 2,5 кг U-233.

Однократный захват нейтронов приводит к образованию делящихся веществ U-233 и Pu-239. В этом процессе можно добиться использования нейтронов почти без потерь, если не стремиться экономить сравнительно дешевое стартовое вещество Th-232 и U-238. Окружив зону протекания термоядерной реакции достаточно толстым слоем стартового вещества, можно предотвратить потерю нейтронов из-за их вылета. По этому направлению тоже был проведен один взрывной эксперимент мощностью 60 кт. В этом эксперименте было наработано примерно 15 кг Pu-239, что составляет 0,25 кг/кт. Эта величина всего в два раза меньше теоретически достижимой 0,5 кг/кт.

Отметим, что взрывная наработка делящихся изотопов рассматривалась в это время в контексте проблемы интенсивного развития ядерной энергетики на основе реакторов-размножителей на быстрых нейтронах. Для этого было необходимо обеспечить значительное количество базового материала – плутония-239.

6.7. Использование технологии создания полостей в каменной соли для решения задачи наработки изотопов

Если производить эти изотопы путем ядерного взрыва с целью получения не только индикаторных, но и промышленных количеств, то необходимо предусмотреть способ добычи наработанных во взрыве веществ. Одним из вариантов, предложенных Ю.Н. Бабаевым и Ю.А. Трутневым, была локализация продуктов взрыва в стальной камере, и после проведения в ней серии взрывов – извлечение наработанного продукта. Другим направлением было производство подземных взрывов в такой среде, чтобы потом было возможно их химическое извлечение. При подземном взрыве полезные продукты перемешиваются с расправленной взрывом породой. Если это силикатная, то есть нерастворимая порода, то извлечение перемешанных с ней продуктов в большом масштабе практически недоступно. На это обратили внимание в Радиевом институте А.С. Кривохатский, а во ВНИИЭФ Ю.С. Замятнин. Наиболее благоприятной средой для такого рода работ представлялась каменная соль, что было подтверждено опубликованием результатов исследования продуктов американского взрыва Gnome. В этом случае, по данным Радиевого института, происходит естественное обогащение продукта примерно в 100 раз, так как в соли водонерастворимые примеси-носители продуктов взрыва содержатся в количестве всего 1–2%. Растворение соли приводит к выделению осадка и тем самым к обогащению целевого продукта. Отделение продуктов взрыва от водонерастворимого осадка также не является принципиально сложной задачей.

После прекращения воздушных испытаний и перехода на подземные испытания встал вопрос

опроведении калибровочного испытания в каменной соли.

Вкачестве экспериментальной площадки «А» – Радиевым институтом (А.С. Кривохатский, Д.С. Николаев) был предложен соляной купол Большой Азгир, расположенный на западной окраине Прикаспийской соленосной провинции. Экспериментальные взрывы на этой площадке производились ВНИИЭФ совместно с институтом ВНИИПромтехнология, ответственным за горную часть работ, и Радиевым институтом, ответственным за химические и радиохимические части эксперимента. Экспериментальная площадка получила название «Галит».

Калибровочный взрыв «A-I» стандартного заряда небольшого энерговыделения 1,1 кт был проведен 22 апреля 1966 года на глубине 160 м. Образовалась полость, но сеть трещин, возникших вокруг полости, соединилась с водоносным горизонтом. Полость быстро заполнилась водой вследствие малой глубины заложения заряда и размещения точки взрыва вблизи края соляного купола. В этой полости ВНИИПромтехнологии и Радиевым институтом велись работы по опробированию методов добычи донного осадка, содержащего продукты взрыва. Был смонтирован гидроподъемный модуль, поднимавший донный осадок на поверхность, который пропускался затем через цепочку аппаратов, в которых проводилось растворение, осаждение нерастворимых частиц, отделение от них актинидов и другие обогатительные операции. Всего было добыто и переработано около 2 тонн соли из донной линзы. Небольшая доля осадка была пропущена через всю разделительную цепочку, и было получено символическое количество плутония. Это был, конечно, не наработанный плутоний, а часть того вещества, которое было заложено в ядерный заряд.

Следующий эксперимент «A-II» был проведен 1 июля 1968 года на глубине 590 м. Его мощность (27 кт) была значительно больше первого. Объем полости составил порядка 150000 кубических метров. Специальных мер для изоляции полости от водоносных горизонтов предпринято не было, и она заполнилась, как и предыдущая, водой в течение недели.

Взалитой водой полости «A-II» в течение 1975–1979 годов была проведена серия из шести взрывных экспериментов мощностью в диапазоне 0,01–0,5 кт. К этому времени сформировалась концепция, согласно которой для получения больших количеств наработанных во взрывах веществ было необходимо проведение многократных взрывов в одной полости с тем, чтобы актиниды, нара-