Краткий обзор работ развёрнутых в России по утилизации плутония



страница1/9
Дата10.01.2018
Размер2.22 Mb.
ТипКраткий обзор
  1   2   3   4   5   6   7   8   9

Краткий обзор работ развёрнутых в России по утилизации плутония

 Москва, Эпицентр, 2003 год

http://www.yabloko.ru/Publ/Atom/atom00011.html








Россия, как преемница СССР, имеет около 25 тыс. тактических и стратегических ядерных боеголовок (согласно другим источникам, число боеголовок составляет около 30 тыс.). В соответствии с международными соглашениями по сокращению стратегического и тактического ядерного вооружения, стране предстоит демонтировать 16–18 тыс. ядерных боеголовок. Согласно заявлению, сделанному министром по атомной энергии В. Михайловым в апреле 1997 г., Россия уже демонтировала около 50% боеголовок. Расщепляющиеся материалы (уран и плутоний), извлекаемые при демонтаже из боеголовок, являются не только национальной, но и международной проблемой с точки зрения как экологической безопасности, так и политики нераспространения.


Диаграмма 1. Динамика мировых запасов плутония в послевоенный период*.

* Все данные округлены либо до ближайшей круглой цифры, либо до ближайшего количества тонн, кратного 5. 
1 Выделенный энергетический плутоний принадлежит государствам, до сих пор занимающимся его переработкой или заключившим контракты по его переработке с Великобританией и Францией. Страны, обладающие собственными запасами плутония: Бельгия, Германия, Италия, Нидерланды и Швейцария. Соединенные Штаты Америки обладают относительно небольшими запасами энергетического плутония, наработанного на радиохимическом предприятии в Уэст-Вэлли, штат Нью-Йорк, которое было закрыто в 1972 г.
2 Помимо США, ни одно государство не рассекретило данные по производству плутония. Все остальные данные по военному плутонию являются приблизительными оценками. Оценки запасов по 1990 и 1995 гг. основаны на предположении, что российские запасы военного плутония составляли 150 т.

В то время как обращение с высокообогащенным ураном, выделяемым при демонтаже, не составляет больших трудностей – этот материал может быть переработан и использован в качестве топлива для АЭС, – пути обращения с плутонием, период полураспада которого составляет 24 тыс. лет и который является высокотоксичным материалом, до сих пор не определены.

К концу этого столетия количество ядерных боеголовок в России не будет превышать 5 тыс. единиц. Демонтаж ядерных боеголовок производится на заводах, которые их когда-то создавали: Екатеринбург-45, Пенза-19 и Златоуст-36. При полной загрузке эти предприятия способны демонтировать до 2 тыс. боеголовок в год. Стоимость демонтажа одной боеголовки составляет 10–15 тыс. долл. США в зависимости от степени ее сложности. Общие затраты на ликвидацию запланированного количества боеприпасов с учетом транспортных и иных расходов составят около 2 млрд долл. США.

В результате демонтажа из боеголовки извлекается таблетка ядерного материала, так называемый «пит», в котором используются уран-235 (с обогащением 90%) и плутоний-239 (с обогащением более 90%).

Высокообогащенный уран может производиться на четырех заводах: в Екатеринбурге-44, Красноярске-45, Ангарске и Томске-7. Оружейный плутоний производился на заводе в Челябинске-65. На сегодня в эксплуатации находятся три промышленных реактора в Красноярске-26 и Томске-7, нарабатывающие плутоний.

После демонтажа боеголовок должны высвободиться сотни тонн высокообогащенного урана (ВОУ) и десятки тонн плутония. В настоящее время запасы ВОУ в России оцениваются в 900 т, в то время как запасы оружейного плутония, – в 140–160 т (по другим источникам – 150 т оружейного плутония и около 30 т энергетического плутония). Эти данные не включают запасы плутония, который может быть извлечен из ядерного топлива, нарабатываемого реакторами АЭС, транспортными ядерными установками, а также промышленными реакторами.



Обращение с высокообогащенным ураном

В 1994 г. инвентарное количество российского ВОУ, по оценкам, достигало 1270 т. При заданном условии дальнейшего развития ядерной энергетики (этот вопрос не является темой настоящего доклада) обращение с высокообогащенным ураном не является существенной проблемой. Этот материал может быть разбавлен до низкого уровня обогащения и использован в качестве топлива для АЭС.

События 11 сентября 2001 г. предоставили возможность существенно ускорить уже идущие работы по обеднению российского высокообогащенного урана (ВОУ). Предлагается начать работы по обеднению дополнительного ВОУ в количествах, достаточных для производства более тысячи ядерных бомб ежегодно. ВОУ – это самый удобный материал для производства ядерной бомбы. Уничтожение как можно большего количества ВОУ – это самый лучший способ предотвратить его попадание в чужие руки. Оплачивая России затраты по обеднению ВОУ и приведению урана к состоянию, непригодному для оружия, США пытаются тем самым регулировать попадание обедненного урана на рынок в течение определенного времени, проводя его хранение в России.

Работы по ускоренному обеднению урана строятся на основе Соглашения о покупке ВОУ – самого всестороннего и успешного (несмотря на большое количество затруднений и проблем с реализацией) и, возможно, самого важного договора между Россией и США в деле совместных усилий по борьбе с опасностью незаконного использования ядерных материалов.

По этому соглашению, 500 т ВОУ, полученного со списанного российского ядерного оружия, обедняются до состояния низкообогащенного урана (НОУ), который не может поддерживать цепную реакцию. Это соглашение было подписано в 1993 г. сроком на 20 лет. Как предполагается, сделка принесет России 10 млрд долл., поэтому она была названа Минатомом «сделкой века». Одновременно сделка о покупке урана предоставляет финансовые стимулы для списания тысяч боеголовок, разрушения сотен тонн ядерных материалов, которые могут быть использованы в создании оружия и поэтому могут быть украдены. Договор позволяет создать дополнительные рабочие места для тысяч российских работников ядерного комплекса и предоставляет ежегодно сотни миллионов долларов для вывода российского ядерного комплекса из бедственного положения. Все это делается с минимальным обременением для американских налогоплательщиков, т.к. деньги на приобретение НОУ зарабатываются при использовании его в качестве топлива для атомных электростанций.

К марту 2002 г. 141 т ВОУ была обеднена до уровня НОУ и доставлена в США, а Россия получила более 2 млрд долл. выручки с продаж. Большую часть 2001 г. осуществление операции ВОУ – НОУ не производилось. В начале 2002 г. были внесены некоторые поправки в существующий контракт, что позволит возобновить начатое дело через некоторое время.

Договор об ускорении исполнения операции ВОУ – НОУ может стать дополнением, но не заменой существующего соглашения. С точки зрения проблемы нераспространения очень важно убедиться, что существующий договор четко выполняется, а ускоренный перевод ВОУ в НОУ не противоречит действующему договору по ВОУ.

В настоящее время ежегодно около 30 т российского ВОУ обедняется в НОУ. Эта цифра была определена степенью насыщенности коммерческого рынка, а не потребностями национальной безопасности. Придерживаясь в дальнейшем заданного темпа, Россия избавится от трех четвертей имеющихся 1000 т ВОУ за 25 лет. С точки зрения национальной безопасности было бы желательно уничтожить каждый дополнительный килограмм ВОУ уже завтра. Имеется прекрасная возможность отделить цели национальной безопасности от ограничений, продиктованных законами рынка, просто оплачивая России стоимость работ быстрее, чем это делается сейчас. Очень вероятно, что за цены намного меньшие, чем стоимость одного бомбардировщика В-2, количество урана, достаточное для производства десятков тонн ядерного оружия, будет уничтожено.



Плутоний

В 1940 г. американскими учеными Г. Сиборгом, Дж. Кеннеди и А. Валем был открыт Pu238. Весной 1941 г. Сиборг с сотрудниками обнаружили и впервые выделили четверть микрограмма Pu239 после распада Np239, образовавшегося при облучении U238 нейтронами. Вслед за ураном и нептунием новый элемент получил свое имя в честь открытой в 1930 г. планеты Плутон. (В греческой мифологии Плутон, он же Аид, – бог царства мертвых.)

На ядерные исследования и создание атомной промышленности в США, как позднее и в СССР, были брошены огромные силы и средства. В короткий срок были изучены ядерные и физико-химические свойства плутония, организованы его реакторное производство и химико-металлургическая переработка. В июле 1945 г. взорвали первую американскую плутониевую бомбу.

Работы по созданию ядерного оружия в СССР развернулись ударными темпами сразу после войны. Первые эксперименты с «импульсными» количествами плутония и нептуния были начаты в Ленинграде и Москве в 1944–1945 гг., в 1947 г. технология получения плутония была отработана на опытной установке в Москве, а зимой 1948/49 г. на заводе Б комбината № 817 (теперь ПО «Маяк») получили первый промышленный плутоний.

До пуска в 1942 г. первого ядерного реактора Э. Ферми в г. Чикаго (США) во всей земной коре и в растворенном виде в воде Мирового океана находилось менее 50 кг плутония. За счет несовершенных технологий переработки плутоний попал в окружающую среду в местах расположения ядерных производств США, СССР, Великобритании и других стран. По оценкам Комитета по окружающей среде ООН, около 3,9 т суммы изотопов Pu239 и Pu240 выпало на земную поверхность.

При тщательном изучении в руде богатых урановых месторождений плутоний все-таки обнаруживается, хотя и в ничтожно малой концентрации. Можно вспомнить и такой природный источник плутония, как ядерный реактор в Окло (Африка), действовавший в естественных условиях многие миллионы лет назад на богатейшем урановом месторождении и нарабатывавший плутоний, в те далекие годы никому ненужный и позднее благополучно распавшийся.

Наконец, плутоний образуется из урана при действии всепроникающих космических лучей. Уран на нашей планете был всегда, причем раньше его было гораздо больше – значительная часть за прошедшие миллиарды лет распалась. В малых количествах уран рассеян везде: в гранитах, фосфоритах, апатитах, морской воде, почве и т.д., так что говорить об абсолютной чужеродности плутония для биосферы не вполне корректно.

Важно подчеркнуть, что в настоящее время ученые могут достаточно быстро и точно определить присутствие радиоактивных элементов в воде, почве, растениях.

     Таблица 22

Основные элементы цепи распада плутония-239

Плутоний-239 


(период полураспада: 24 110 лет) 
альфа-распад 
я
Уран-235 
(период полураспада: 704 000 000 лет)
альфа-распад 
я 
Торий-231 
(период полураспада: 25,2 ч) 
бета-распад 
я 
Протактиний-231 
(период полураспада: 32 700 лет) 
альфа-распад 
я
Актиний-227 
(период полураспада: 21,8 года) 
бета-распад 
я 
Торий-227
(период полураспада: 18,72 дня) 
альфа-распад 
я 
Радий-223 
(период полураспада: 11,43 дня) 
альфа-распад 
я 
Радон-219
(период полураспада: 3,96 с) 
альфа-распад 
я 
Полоний-215 
(период полураспада: 1,78 миллисекунды) 
альфа-распад 
я 
Свинец-211 
(период полураспада: 36,1 мин) 
бета-распад 
я 
Висмут-211
(период полураспада: 2,15 мин) 
альфа-распад 
я 
Таллий-207
(период полураспада: 4,77 мин) 
бета-распад 
я 
Свинец-207
(период полураспада: стабильный элемент) 

Источник: Данные по периодам полураспада взяты из CRC Handbook of Chemistry and Physics, 1988.

     Токсичность плутония

Токсичность плутония связана прежде всего с его радиологическими свойствами – при попадании Pu в организм происходит облучение альфа-частицами тех тканей, в которых он «застрял». Это потенциально чревато возникновением онкологических заболеваний. Химическая токсичность плутония несопоставима с радиологической. Если радиологическую токсичность U238 принять за единицу, этот же показатель для плутония и некоторых других элементов образует ряд:

U235 1,6 – Pu239 5,0 – Am241 3,2 – Sr90 4,8 – Ra226 3,0

Критерием выбрана предельно допустимая массовая концентрация элемента в воде, установленная действующими нормами по радиационной безопасности. Можно видеть, что плутоний – отнюдь не самый «самый» среди радионуклидов в отношении радиологической угрозы.

Повышенные меры предосторожности при работе с плутонием и постоянный контроль персонала плутониевых производств связаны со способностью этого элемента задерживаться в организме, прежде всего в печени и скелете, что ведет к его переоблучению. Период биологического выведения половины накопленного плутония из печени составляет 20 лет, а из скелета – 50 лет, что сопоставимо с длительностью человеческой жизни. Токсичность этого элемента сильно зависит от пути его поступления в организм. Плутоний, попавший в желудочно-кишечный тракт, менее ядовит, чем хорошо известные яды цианид или стрихнин. Для получения летальной дозы необходимо проглотить 0,5 г Pu (цианида хватило бы 0,1 г). При вдыхании его химическая токсичность сопоставима с парами ртути или кадмия.

Большое количество экспериментальных данных получено за прошедшие годы по поведению Pu в природе. Так, например, выяснено, что во многих случаях он очень плохо (с коэффициентами 10-5 – 10-8) переходит из почвы в растения. Этот элемент быстро и прочно фиксируется частицами почвы, а затем очень медленно мигрирует с водными потоками. Попавший в моря и океаны плутоний постепенно осаждается и закрепляется в донных слоях.



Мировые запасы

После Второй мировой войны ядерными реакторами мира было наработано около 1200 т плутония.

Для справки: 250 т – это оружейный плутоний, из которых 150 т принадлежат России, 85 т – США, 7,6 т – Великобритании, 6–7 т – Франции, 1,7–2,8 т – Китаю, 300–500 кг – Израилю, 150–250 кг – Индии (приведены данные Министерства энергетики США). Также следует учитывать, что было произведено более 200 т гражданского (энергетического) плутония: у Франции накоплено 70 т, у Великобритании – 50, у России – 30, у Японии – 21, у Германии – 17, у США – 14,5, у Аргентины – 6, у Индии – 1 и т.д. (также данные Министерства энергетики США). По сообщению ИТАР–ТАСС от 4 сентября 2001 г., Япония уже сейчас располагает 48,2 т плутония, а к 2010 г. будет иметь более 80 т.

Энергетический плутоний может быть использован для создания атомных бомб.

Их конструкция будет сложнее, мощность на порядок меньше, но поражающие факторы, характерные для ядерного оружия, остаются. Испытания подобных бомб в 1962 г. в Неваде и в 1974 г. в Индии подтвердили теоретические расчеты возможности применения энергетического плутония для создания атомного оружия. Таким образом, энергетический плутоний также является предметом политики нераспространения.

Ядерно-физические свойства плутония

Плутоний обладает уникальным комплексом ядерных и физико-химических свойств. Так, плотность чистого плутония при нагревании уменьшается от 19,82 до 14,7 г/см3 и вновь растет до 16,52 г/см3. Поэтому для ядерных зарядов металлический плутоний легируют специальными добавками. В растворе плутоний может одновременно находиться в степенях окисления от +3 до +6, что делает его химию исключительно сложной.

В ядерных реакторах за счет комплекса параллельных и последовательных ядерных реакций образуется набор изотопов плутония от 236-го до 244-го. Их химические свойства одинаковы, а ядерные существенно различаются. Изотопы имеют разные периоды полураспада Т1/2 (время, за которое распадается половина атомов): Pu238 – 87,7 года, Pu241 – лишь 14,1  года, а период полураспада самого «знаменитого» Pu239 составляет 24,1 тыс. лет. Изотопы Pu239 и Pu241 хорошо делятся тепловыми нейтронами, поэтому «нечетный» плутоний и образуется, и одновременно «выгорает» в реакторах АЭС типа ВВЭР, PWR, CANDU, РБМК; четные изотопы при этом накапливаются. Различия в ядерных свойствах изотопов приводят к изменению состава плутония, образующегося в разных реакторах и даже в разных зонах одного реактора. В таблице 23 приведены периоды полураспада и некоторые характеристики основных изотопов плутония. Полураспадом называется период времени, в течение которого распадается половина атомов каждого отдельно взятого образца. Активность (тесно увязанная с периодом полураспада) показывает уровень радиоактивности материала.

     Таблица 23



Изотопы плутония

Период полураспада, лет

Активность, Киг

Количество оружейного плутония, %

Количество реакторного плутония, %1

Плутоний-238

87,74

17,3

-

1,3

Плутоний-239

24110

0,063

93,0




Плутоний-2406,6


6537

0,23

6,5

23,2

Плутоний-241

14,4

104

0,5

13,9

Плутоний-241

379000

0,004

-

4,9

1 Типично для водяных под давлением реакторов наиболее широко распространенного типа действующих реакторов.

Чем дольше работает ядерное топливо в активной зоне реактора типа ВВЭР, тем больше в нем четных изотопов и тем ниже энергетическая ценность этого плутония для использования в качестве вторичного ядерного топлива. В реакторах на быстрых нейтронах делятся (выгорают) как нечетные, так и четные изотопы. Поэтому состав плутония в топливе «быстрых» реакторов относительно стабилен.

В отработавшем топливе реакторов ВВЭР-1000 или PWR содержится ориентировочно от 0,8 до 1% невыгоревшего U235 и от 0,95 до 1,2% плутония; примерно 3–4% массы топлива составляют продукты деления, остальные 94–95% – U238. Плутоний неизбежно нарабатывается, «горит» в топливе АЭС и вырабатывает электроэнергию даже тогда, когда первоначально в реактор загружается только урановое топливо. Изотопный состав плутония в отработавшем топливе разных реакторов различен. Плутоний из энергетических реакторов обычно называют «гражданским» или «энергетическим», а наработанный в специальных (промышленных) реакторах – «оружейным». Как нетрудно заметить, это материалы, существенно различающиеся по изотопному составу. В разных реакторах при разном выгорании топлива образуется плутоний, состав которого значительно варьируется. Кроме того, в мире существуют сотни различных исследовательских реакторов, отработавшее топливо которых может иметь совсем другой состав. Поэтому, если обнаружен, например, контрабандный плутоний, по его изотопному составу можно ориентировочно оценить, из топлива какого реактора он выделен и, что самое важное, имеет ли он отношение к ядерному оружию.

Если состав отличается от приведенного, то, вообще говоря, идентифицировать источник такого плутония непросто. Каждый ядерный материал имеет «свое лицо». Он несет в себе отпечаток того завода, на котором получен, и тех задач, для которых предназначается. Дополнительную информацию о происхождении и истории плутония можно получить, измерив количество Am241, накопившегося в ядерном материале при хранении за счет распада Pu241: чем больше его превратилось в Am241, тем дольше лежал материал после переработки. В качестве «отпечатков пальцев» помимо изотопного состава могут быть использованы те свойства ядерного материала, которые меняются в зависимости от его предыстории: из какого соединения и как его получили, какие радиоактивные и нерадиоактивные примеси остались в нем после очистки и т.д.



Временные хранилища оружейного плутония

Оружейный плутоний может храниться в трех различных формах. Во-первых, в виде недемонтируемых таблеток (пит), которые представляют собой металлический плутоний, герметично запакованный в оболочку из тугоплавкого металла. Во-вторых, это может быть плутоний в металлической форме. В-третьих, в виде оксида.

В виде пит плутоний может храниться длительное время, хотя при этом не исключаются коррозия таблеток и нарушение герметичности металлической оболочки.

Хранение металлического плутония может привести к самовозгоранию. Хранение в виде оксида относительно безопасно, но требует дополнительных затрат по переводу металлического плутония в оксид.

Сразу после демонтажа боеголовки плутоний в виде пит поступает в хранилище предприятия по производству и демонтажу боеголовок. По мере заполнения хранилища плутоний должен передаваться в специально оборудованное долгосрочное хранилище.

Обращение с плутонием

На сегодня в мире, в принципе, существуют две точки зрения на дальнейшее обращение с плутонием. В США большинство экспертов склоняются к захоронению плутония в глубоких геологических формациях в остеклованном виде, смешанного с высокоактивными отходами; Россия, в лице Минатома, рассматривает плутоний, в первую очередь, как энергетический материал, который можно использовать в качестве топлива для АЭС. При этом наиболее приемлемым считается смешанное урано-плутонивое топливо, так называемое MOКС-топливо. Исследования в области использования чистого плутония в качестве топлива в реакторах на быстрых нейтронах, проводившиеся с 60-х гг. ХХ в., оказались безуспешными и, очевидно, будут прекращены.



Использование быстрых реакторов

В США Л. Сцилардом в январе 1943 г. была высказана идея о расширенном воспроизводстве ядерного горючего. С 1949 г. в СССР под руководством А.И. Лейпунского велась многоплановая исследовательская работа по созданию реакторов на быстрых нейтронах.

Первый промышленный бридер – экспериментальный реактор 1 – тепловой мощностью 0,2 МВт был введен в действие 20 декабря 1951 г. в ядерном центре в Айдахо, США. В СССР похожий реактор был введен в эксплуатацию четырьмя годами позже в г. Обнинске.

На данный момент в России эксплуатируются ядерные исследовательские установки (бридеры), расположенные в ФЭИ г. Обнинска (БР-10 запущен в эксплуатацию в 1959 г., реконструирован в 1982 г.) и в НИИАРе Димитровграда (БОР-60 запущен в эксплуатацию в 1968 г.).

В 1956 г. консорциум компаний США приступил к сооружению 65 МВт демонстрационного реактора-бридера «Ферми-1» (г. Детройт).

Интерес промышленности США к бридерам упал после того, как в 1966 г. вскоре после пуска реактора «Ферми-1» на нем из-за блокады в натриевом контуре произошла авария с расплавлением активной зоны; в конце концов этот бридер был демонтирован.

Германия первый бридер построила в 1974 г. и закрыла в 1994 г. Реактор большей мощности SNR-2, строительство которого началась еще в начале 70-х гг. ХХ в., так и не был введен в эксплуатацию после завершения строительства в конце 90-х гг.

Во Франции в 1973 г. был введен в эксплуатацию первый бридер «PHENIX», а в 1985 г. – полномасштабная АЭС с реактором на быстрых нейтронах «SUPERPHENIX» (стоимость строительства – 5 млрд долл.).

Япония в 1977 г. закончила строительство опытного бридера «Дзёё», на эксплуатацию которого до сих пор не получена лицензия. Большой демонстрационный реактор на быстрых нейтронах «Мондзю», введенный в эксплуатацию в 1994 г., в декабре 1995 г. закрыт после пожара из-за утечки теплоносителя натрия и откроется ли опять, неизвестно.

В СССР первый промышленный бридер – БН-350 – был построен на берегу Каспийского моря для снабжения энергией установки опреснения воды. В 2000 г. реактор был остановлен, принято решение о снятии его с эксплуатации.

В 1956 г. на ВМФ СССР был пущен прототип реактора с жидкометаллическим теплоносителем (ЖМТ) и началось обучение экипажа для АПЛ с ЖМТ К-27 (проект 645). В ее реакторах теплоносителем являлся сплав свинца и висмута.

24 мая 1968 г. АПЛ К-27 находилась в Баренцевом море. Проверялись параметры ГЭУ на ходовых режимах после выполнения модернизационных работ. Мощность реактора самопроизвольно начала снижаться. Личный состав, не разобравшись в ситуации, попытался поднять мощность ЯР, но безуспешно. В это время гамма-активность в реакторном отсеке возросла до 150 Р/час и произошел выброс радиоактивного газа в реакторный отсек буферной емкости. Радиационная обстановка на АПЛ ухудшилась. Личный состав сбросил аварийную защиту реактора. Как выяснилось позже, в результате аварии разрушилось около 20% тепловыделяющих элементов активной зоны. Причиной аварии стало нарушение теплосъема с активной зоны. Официальных данных об уровнях загрязнения подводной лодки, окружающей среды и уровнях облучения личного состава нет. АПЛ была затоплена в Карском море в 1981 г. на глубине 50 м.

На базе АПЛ пр. 645 была создана серия из 7 скоростных АПЛ проектов 705 и 705К («Альфа»). Лодки строились в г. Северодвинске на ПО «Севмаш». Первая подводная лодка после завершения строительства во время заводских испытаний и непродолжительной опытной эксплуатации показала низкую надежность и в результате ряда крупных поломок была разрезана. Реактор с невыгруженной активной зоной, залитой фурфуролом и битумом, находится на заводе «Звездочка» в г. Северодвинске. Остальные шесть кораблей этой серии эксплуатировались в течение 10 лет. За это время корабельные ЯЭУ с ЖМТ наработали около 70 реакторо-лет. По состоянию на сегодняшний день все они выслужили свой срок и выведены из боевого состава, кроме К-123.

Освоение кораблей с ЯЭУ на ЖМТ было трудным. Специфика заключалась в том, что существовала опасность затвердевания сплава, что привело бы к выводу из строя атомной установки. В Западной Лице, где базировались корабли класса «Альфа», был создан целый береговой комплекс для кораблей этого проекта. Построена специальная котельная для подачи пара на корабли, а также к пирсам поставлены плавказарма и эсминец, которые давали пар от своих котлов. Однако в связи с низкой надежностью берегового комплекса подводные лодки «грелись» от своего тепла, т.е. ядерные реакторы работали на минимально контролируемом уровне мощности. Это приводило к быстрому износу реакторов и необходимости постоянного присутствия экипажа на борту лодки. Трудности с обеспечением внешним теплом привели к тому, что практически все АПЛ этого класса к концу 80-х гг. были выведены из эксплуатации. Перегрузка ядерного топлива не осуществлялась, из-за чего ЯЭУ этого класса АПЛ получили название – «реакторы одноразового использования».




Рис. 6. Принципиальная схема быстрого реактора типа БН-600.

Вторая ядерная авария произошла на АПЛ К-123, заказ № 105, – головной АПЛ северодвинской постройки, принятой в эксплуатацию 26 декабря 1977 г. 8 апреля 1982 г. на К-123 произошла авария, которая закончилась выходом ЖМТ из первого контура в отсек и распространением радиоактивности. Ремонт занял 9 лет и закончился заменой реакторного отсека.

Одним из главных недостатков АПЛ с ЖМТ явилось использование теплоносителя «свинец–висмут» в I контуре реакторной установки. При реакции захвата нейтрона висмутом идет наработка полония-210. На конец кампании активность полония-210 в теплоносителе I контура составляла 28,8 Кu/л. Высокая активность и проникаемость полония-210 (являющегося альфа-излучателем) существенно влияли на радиационную обстановку при эксплуатации реакторной установки и производстве работ по обращению с отработанным ядерным топливом.

В настоящее время в России единственный промышленный реактор на быстрых нейтронах работает на Белоярской АЭС – БН-600 (ОК-505). Его строительство было начато в 1966 г., введен в эксплуатацию 8 апреля 1980 г., а вывод из эксплуатации намечен после 2010 г.

В 1987 г. начали строить четвертый блок с экспериментальным реактором БН-800. В 1988 г. строительство было прекращено в связи с протестами общественности, а в июне 1992 г. по распоряжению Б. Ельцина строительство было продолжено.


Каталог: upload -> mediawiki
upload -> Лекция «Здравоохранение Амурской области»
upload -> П/п Наименование образовательного учреждения
upload -> Закон о промышленной безопасности опасных
upload -> Конкурса«Учитель года Дона 2011»
upload -> Литература О. Николенко п. 1 читать, п. 2-4 конспект; читать Педро Кальдерон "Життя-це сон"
upload -> Программа «Парламентский стиль»
mediawiki -> Инструкция по возведению стен зданий из газобетонных мелкоштучных блоков автоклавного твердения Ашхабад 2011
mediawiki -> Применением


Поделитесь с Вашими друзьями:
  1   2   3   4   5   6   7   8   9


База данных защищена авторским правом ©grazit.ru 2019
обратиться к администрации

войти | регистрация
    Главная страница


загрузить материал