Николай Карпан - Чернобыль. Месть мирного атома

С точки зрения безопасного управления лучше использовать уран-235, поскольку доля запаздывающих нейтронов у него больше.

ХАРАКТЕРИСТИКИ ДЕЛЯЩИХСЯ ИЗОТОПОВ Изотоп Уран-235 Уран-233 Плутоний-239 Энергия нейтрона 1 МэВ 0,025 эВ 1 МэВ 0,025 эВ 1 МэВ 0,025 эВ Полное сечение 6,6 +0,1 695 + 10 6,2 +0,3 600 + 10 7,3 +0,2 1005 + 5 Сечение деления 1,25 + 0,05 581+6 1,85 + 0,10 526 + 4 1,8+ 0,1 751 + 10 Доля ядер, не участвующих в делении 0,077 + 0,002 0,174 + 0,01 0,057 + 0,003 0,098 + 0,004 0,08 + 0,1 0,37 + 0,03 Число нейтронов, испускаемых в одном акте деления 2,6 +0,1 2,43 + 0,03 2,65 + 0,1 2,50 + 0,03 3,03 + 0,1 2,84 + 0,06 Число нейтронов на один поглощенный нейтрон 2,41+0,1 2,07 + 0,02 2,51+0,1 2,28 + 0,02 2,8 + 0,1 2,07 + 0,04 Долязапаздывающих нейтронов, % 0,64 + 0,03 0,65 + 0,02 0,26 + 0,02 0,26 + 0,01 0,21 + 0,01 0,22 + 0,01 Энергия деления, МэВ 200 197 207 Все сечения ядерных реакций приведены в барнах (10 " 28м 2).

Для советских атомных бомб наши ученые, по загадочному совпадению с заокеанскими физиками, тоже выбрали плутоний-239. Курчатов писал: "Если в действительности эка-осмий (так называли тогда плутоний-239) обладает такими же свойствами, как уран-235, то его можно будет выделить из "уранового котла" и употребить в качестве материала для "эка-осмиевой " бомбы. Бомба будет сделана из "неземного" материала, исчезнувшего на нашей планете" [38].

Почему наши ученые не выбрали торий-урановый цикл? Возможно потому, что добытые советской разведкой сведения о технологии изготовления американских атомных бомб и лимит времени, отпущенный нашими политиками для создания нового оружия, ограничили программу

сравнительных исследований всех делящихся веществ. Курчатов не мог себе позволить потери времени на изучение технологии получения урана-233 из тория, поэтому им сразу был выбран кратчайший путь к цели (к плутонию), уже проверенный бывшими союзниками.

Г лава 7

РАДИОАКТИВНЫЕ ОТХОДЫ И ОТРАБОТАВШЕЕ ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО

Работа любого реактора сопровождается накоплением жидких и твердых радиоактивных отходов (РАО) и выгрузкой отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), имеющего чрезвычайно высокую радиоактивность (за счет осколков деления ядер топлива). Операции по обработке и «вечному» захоронению этих опасных веществ, с извлечением их полезной составляющей, должны были замкнуть цикл всего ядерного производства. Такой цикл, начинающийся добычей урановой руды и заканчивающийся «захоронением» в землю безопасно упакованных РАО, называется полным ядерно-топливным циклом (ЯТЦ). Создать эффективно работающий, полный ЯТЦ не удалось ни одной стране. Это факт. После выработки планового количества энергии отработавшее топливо выгружается и на том ЯТЦ прерывается. До сих пор РАО и ОЯТ хранятся во временных хранилищах на АЭС и военных объектах, потому что ранее спроектированные и отработавшие свой срок установки по их переработке оказались слишком дорогими, и слабомощными, и малоэффективными.

Госатомнадзор России так характеризует состояние этой проблемы [64]: «Выполнение работ по федеральной целевой программе "Обращение с радиоактивными отходами и отработавшими ядерными материалами, их утилизация и захоронение на 1996-2005 годы" на АЭС задерживается из-за отсутствия финансирования.

Темпы реконструкции старых и строительства новых хранилищ РАО на АЭС России не отвечают темпам образования РАО. Кондиционирование РАО на АЭС не соответствует современным требованиям безопасности. До настоящего времени ни одна АЭС России не имеет полного комплекта установок по переработке твердых радиоактивных отходов (ТРО) с целью сокращения их объемов методами измельчения, прессования и сжигания, или перевода жидких радиоактивных отходов (ЖРО) в формы, пригодные для транспортировки и захоронения, как того требуют санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций СПАС-88/93... Для АЭС с РБМК не решен вопрос с хранением ОЯТ (переход к уплотненному хранению ОТВС в приреакторных БВК и ХОЯТ является вынужденной мерой)».

Приведенные выше выдержки из Справки Госатомнадзора РФ за 2000 год достаточно красноречиво иллюстрируют общее состояние дел с РАО и ОЯТ. Но даже бесконечное перечисление отдельных фактов не даст полного представления об истинном масштабе проблемы временного хранения, переработки и захоронения миллиардов кюри радиоактивности, накопленных на предприятиях атомного комплекса СССР (в Украине положение дел не лучше).

На объектах ЯТЦ только в России расположено 416 пунктов хранения РАО, из них:

96 - пункты хранения жидких РАО;

320 - пункты хранения твердых РАО.

На предприятиях ЯТЦ находится 21 пункт хранения ОЯТ (в том числе бассейны выдержки). Заполнение пунктов хранения твердых РАО и жидких РАО составляет 68 % и 87 % соответственно [35].

Отработавшее ядерное топливо, переработка, хранение и транспортирование которого осуществляются на предприятиях топливного цикла, представляет собой:

- ТВС, отработавшие свой ресурс в энергетических реакторах типа ВВЭР -440, ВВЭР-1000, БН-350, БН-600 или в транспортных ядерных установках;

- ТВЭЛы промышленных реакторов, обогащенные на 90 % изотопом урана-235;

- ядерное топливо промышленных реакторов в виде ТВЭЛов (блочков) на основе металлического урана природного обогащения, предназначенное для наработки плутония.

ТВС энергетических реакторов и транспортных ядерных установок перерабатываются на радиохимическом заводе (РТ-1) ПО «Маяк». За год перерабатывается не более 200 тонн отработавшего топлива при проектной мощности завода 400 тонн [35].

ТВЭЛы промышленных реакторов перерабатываются на радиохимических производствах трех предприятий:

- СХК (радиохимический завод);

- ГХК (горно-химический завод);

- ПО «Маяк» (радиохимический завод).

Технологический процесс переработки ОЯТ включает в себя:

- механическую фрагментацию (рубку) ТВС и ТВЭЛов с целью извлечения топлива (применительно к ОЯТ) энергетических реакторов и транспортных ядерных установок;

- растворение;

- очистку растворов балластных примесей;

- экстракционное выделение и очистку урана, плутония и других товарных нуклидов;

- выделение диоксида плутония, диоксида нептуния и закиси-окиси урана:

- переработку растворов, содержащих другие радионуклиды, и их выделение.

На каждом из трех предприятий осуществляется хранение поступающего на предприятие ОЯТ и продуктов, получаемых после его переработки.

В отношении хранения ОЯТ особое положение занимает Красноярский ГХК, на котором с 1976 года действует хранилище для топлива реакторов ВВЭР-1000, но нет готового производства по его переработке. В отсеки бассейна этого хранилища ОТВС поступают после предварительной выдержки в хранилищах на АЭС. Переработка ОТВС реакторов ВВЭР-1000 начнется после ввода в действие завода РТ-2, но это только добавит проблем по хранению образующихся при этом отходов.

Читать дальше