Плутоний и его производство

Первый в мире ядерный реактор был построен в США во время второй мировой войны Энрико Ферми и его сотрудниками. Изготовление этого реактора входило в программу работ по созданию атомной бомбы, и, в частности, он использовался для производства плутония. Отсюда и первоначальное название реактора — атомный котел , поскольку в нем варилась необходимая начинка для первых атомных бомб. Атомный котел состоял из плит ( кирпичей ) природного урана и графита, сложенных вместе в виде столба (отсюда и другое название реактора — атомный столб ), который был вложен в графитовый кожух, предназначенный для отражения нейтронов обратно в реактор, чтобы предотвратить их утечку. Цепная реакция управлялась [c.78]

В 1977 г. президентом США был представлен Конгрессу национальный план развития энергетики США. В этом плане наряду с вопросами повышения эффективности использования энергии и более полного использования традиционных видов топлива предусматривалось строительство реакторов PWR и BWR с одноразовым незамкнутым ЯТЦ, т. е. без переработки отработавшего топлива. Конгрессом было также отложено на неопределенный срок строительство промышленных реакторов-размножителей на быстрых нейтронах, рассчитанных на применение уран-плутониевого топлива. Оба мероприятия, по мысли их авторов,, должны исключить накопление плутония, выделяемого из отработавшего топлива при радиохимической переработке, и использование его при производстве топлива, что снизит потенциальную опасность хищения плутония и распростра- [c.127]

Время работает на трансурановые элементы. В ядерных реакторах так или иначе накапливаются тяжелые изотопы плутония и кюрия. Пройдут десятилетия, и этих веществ накопится достаточно много, чтобы развить производство относительно дешевого калифорния, снабдить им ученых, геологов, инженеров... И тогда его преимущества как источника нейтронов, а может быть, и как источника энергии, окажут существенное влияние на человеческое бытие. [c.163]

Комбинат № 817 (ПО Маяк ) был создан в соответствии с рядом постановлений в городе Челябинск-40 (Озерск). Первым директором комбината № 817 был Е.П. Славский. В состав комбината входили первый промышленный реактор для наработки плутония (объект А ), радиохимический завод по переработке ОЯТ и выделению плутония (завод Б ) и завод по производству металлического плутония (завод В ). Комбинат был пущен в 1948-1949 годах, и его работы позволили получить оружейный плутоний для первого ядерного испытания СССР. Впоследствии комбинат неоднократно расширялся, а его технологии совершенствовались. Так, например, в нем действовало десять промышленных реакторов различного типа [c.310]

Россия борется как за сохранение своего комплекса ядерного оружия, так и за сокращение его масштабов до размеров, соответствующих требованиям ее безопасности в период после холодной войны. Производство плутония и высокообогащенного урана для оружия прекратилось. Минатом принял решение о закрытии двух из четырех заводов но производству боеприпасов, останавливает промышленные ядерные реакторы в Железногорске и Северске, сокращает деятельность других ядерных оружейных производств, а также штаты их сотрудников. [c.335]

Такой процесс используется уже в течение 40 лет для извлечения плутония из отработавшего топлива с последующим его применением для производства ядерного оружия. Этот процесс технологически отработан и экономи- [c.195]

И еще одна проблема при разработке топливно-энергетического баланса крайне важна. Это рассмотрение перспектив перехода от реакторов на тепловых нейтронах к созданию новых атомных реакторов на быстрых нейтронах, которые дают возможность использовать уран 238. Его удельный вес в урановой руде равен 99,3%. В реакторах на быстрых нейтронах образуется элемент плутоний 239, используемый в последующем для производства электроэнергии. Таким образом, реакторы на быстрых нейтронах, кроме производства электроэнергии, нарабатывают (воспроизводят) атомное горючее. [c.10]

В качестве материала оболочки используют два вида сплавов. Во Франции используют сплав ZR 55, содержащий 0,6 Zr. Этот сплав относительно прочен среди магниевых сплавов и обладает хорошей пластичностью на всех стадиях производства и при рабочей температуре, поэтому случаев разрушения, связанных с формоизменением урана не наблюдается. Однако его недостаток, заключается в том, что плутоний, образующийся при облучении в реакторе, заметно растворяется в нем и диффундирует сквозь оболочку. Это явление само по себе не представляет опасности, так как в процессе облучения лишь небольшое количество плутония переносится на оболочку. Однако на практике оно мешает определению разрушения оболочки, которое обычно устанавливают по появлению в теплоносителе продуктов деления, и поэтому должно предотвращаться. Для этого между оболочкой из сплава ZR 55 и урановым сердечником необходимо образовать барьер. Наиболее подходящим материалом для этих целей является гра- [c.134]

Обсуждение методов извлечения плутония будет ограничено описанием немногих из осуществленных на практике процессов разделения и восстановления. Хотя производство тепловыделяющих элементов и работа реактора — взаимосвязанные вопросы и их, видимо, следовало бы включить в полное описание извлечения и металлургии плутония, производство плутония в реакторах — слишком обширный вопрос, чтобы рассматривать его здесь [8, 1731. [c.513]

Тритий представляет собой рода с массой 3 в результате 12 лет этот изотоп превращается в Не . Тритий можно накапливать, получать его органические производные, в которых он замещает водород, и, наконец, конденсировать при низких температурах. Его наиболее экономичное производство, которое все же В миллион раз более сложно, чем производство дейтерия, заключается в бомбардировке дейтерия, лития, бора или азота нейтронами реактора. Каждый нейтрон из реактора, использованный с этой целью, очевидно, уже потерян для производства плутония (фиг. 105). [c.155]

Для определения количества тепла по реактору (тепловая мощность реактора) необходимо учитывать потери тепла в первичном контуре теплоносителя и самом реакторе. Выделение ядерной энергии в реакторах осуществляется без затраты воздуха, и продуктами выгорания расщепляющегося неорганического топлива являются радиоактивные осколки ядер, остающихся в горючем. Таким образом, продукты расщепления сохраняют определенную промышленную ценность. При использовании в реакторах урана-238 или тория-232 они могут в процессе деления превратиться в активные расщепляющиеся вещества в плутоний-239 и уран-233, которые в свою очередь могут быть использованы как ядерное топливо, т. е. количество вновь образующегося горючего получается большим, чем его сгорает при производстве энергии. Такие реакторы называют размножающими. [c.23]

Редкие металлы — уран (У), торий (ТЬ) и плутоний (Ри) (из них плутоний — искусственный элемент в земной коре его нет, он получается в результате нейтронной бомбардировки урана) — имеют теперь важное значение в качестве ядерного горючего при производстве атомной энергии. [c.393]

Одной из общих черт развития ядерного оружия СССР и США является то, что оба государства создали свои системы ядерных вооружений на основе плутония, как определяющего делящегося материала первичных модулей и автономных ЯЗ. Использование плутония позволило, благодаря его высоким нейтронно-размножающим свойствам, достигнуть существенного продвижения в таких параметрах, как габаритно-массовые параметры ЯЗ, отношение энерговыделение-масса , и адаптировать ядерное оружие для целей различных видов Вооруженных Сил. Вместе с тем этот подход обусловил проблему аварийной радиационной взрывобезопасности ЯЗ, связанную с опасностью загрязнения окружающей среды активностью плутония при авариях с ЯЗ, и привел к значительному развитию радиационно-опасных технологий, связанных с производством, выделением и обработкой плутония. При этом необходимо иметь в виду, что в том случае, если бы не удалось получить такой материал, как плутоний, системы ядерного оружия США и СССР, конечно, были бы созданы, хотя история их развития и характеристики были бы, конечно, другими. [c.105]

Отдельная проблема нераспространения - это энергетический плутоний. В мире накоплено огромное количество выделенного энергетического плутония (его существующие запасы оцениваются в 200 тонн), в том числе плутония достаточно высокого качества. Развиваются программы по расширению этой деятельности. Это опасный путь, и коль скоро мы беспокоимся об излишках ядерных оружейных материалов, нам нужно выработать приемлемый и эффективный подход и в этой области, который снял бы ядерные угрозы, связанные с производством энергетического плутония. [c.459]

Из этих оценок следует, что существенное увеличение роли ядерной энергии в мировой энергетике возможно только при переходе на новый топливный цикл. Такой цикл в принципе, как известно, может быть основан на использовании реакторов на быстрых нейтронах со сжиганием основного ядерного ресурса в виде 11-238. Определенные возможности, по-видимому, могут быть связаны с использованием уран-ториевого топливного цикла. Такой переход, однако, требует полного переоснащения реакторной базы и развития мощных производств переработки ОЯТ для выделения из него плутония и его рециклирования в новое ядерное топливо, а также новой базы для фан-ториевой энергетики. Отметим, что энергетический ресурс достоверных запасов природного зфана (при их использовании с КПД 50%) составляет в этом случае 40000 миллиардов тонн н.э., что в восемь раз превышает запасы всех органических энергоносителей. Серьезным препятствием для такого альтернативного пути развития ядерной энергетики является неудача проектов по созданию энергетических реакторов на быстрых нейтронах, направленных на демонстрацию возможности их длительной эффективной эксплуатации. [c.374]

А опасен он по нескольким причинам. Во-первых, в нем очень легко начинается реакция деления — большая масса чистого металла испускает такое количество нейтронов в результате самопроизвольных распадов ядер, что вероятность возникновения без воздействия извне неконтролируемой цепной реакции деления становится очень высокой. Величина критической массы , при которой начало реакции становится практически неизбежным, исчисляется несколькими килограммами и зависит от конфигурации, состояния металла и других факторов. Плутоний также очень токсичен. Из-за его высокой радиоактивности попадание в организм даже очень небольшого количества этого элемента может нанести весьма большой вред. По нормам министерства энергетики США максимально допустимая концентрация плутония в воздухе составляет 0,00003 мкг/м . Кроме того, нагретый плутоний в металлическом состоянии очень активно реагирует со многими газами, например воспламеняется в кислородной среде. Эти свойства, а также непрерывный самонагрев металла под воздействием собственной радиоактивности и его хрупкость делают его трудными в производстве, обработке и обращении. По этим причинам правительство США не проявляло последовательной приверженности к реакторам-размножителям. Соображения в пользу реакторов-размножителей будут рассмотрены ниже, пока же заметим, что правительства могут сменять друг друга, но энергетическая ситуация от этого, к сожалению, не меняется. [c.40]

Что представляет собой размножающий реактор Его активная зона может не иметь замедлителя, ибо в нем находится почти чистый уран-235 или плутоний-239 и реакция идет на быстрых нейтронах. Вокруг активной зоны располагается оболочка из естественного урана пли даже урана с уменьшенным против обычного содержанием урана-235 (например, после облучения в реакторе). Внутри активной зоны образуется мощный поток быстрых нейтронов, которые вылетают за ее пределы, имея резонансные и более высокие скорости. Если в реакторах с естественным ураном такие скорости искусственно снижались, то здесь их успешно используют. Нейтроны, имеющие энергию резонансного захвата, очень эффективно поглощаются ядрами урана-238, которые превращаются в ядра плутония. В резз льтате нового горючего образуется значительно больше, чем сгорает зфана-235. Расход нейтронов в размножающих реакторах будет иным, чем в реакторах на естественном уране. Здесь из 25 нейтронов, получающихся при делении 10 ядер урана-235, в образовании плутония примет участие свыше 10 нейтронов, что говорит о гораздо более интенсивном процессе образования плутония. Создание размножающих реакторов исключительно важно не только для иолучения новых количеств горючего, но и для производства энергии, о чем будет идти речь ниже, в главе об атомной энергетике. [c.95]

Решение о создании комбината № 815 (Красноярский горно-химический комбинат - КГХК) в городе Красноярск-26 (Железногорск) было предписано постановлением Правительства от 26 февраля 1950 года. Основной задачей комбината была наработка оружейного плутония в промышленных реакторах и его выделение на радиохимическом заводе. Особенностью КГХК было размещение его основных производств глубоко под землей в скальных породах. Эта особенность определялась задачей создания производства ядерных материалов, способного сохраниться в условиях ядерной войны. В состав комбината входили реакторное производство в составе трех промышленных реакторов, радиохимический завод по выделению плутония и урана и металлургический завод по производству металлического плутония. Становление Красноярского ГХК проводилось под руководством его директора А.Р. Белова, работавшего до этого директором завода № 544. [c.312]

В рамках соглашения, подписанного 4 июня 2000 года президентами Клинтоном и Путиным, США и Россия обязались переработать по 34 тонны оружейного плутония (путем его иммобилизации или облз ения в МОХ-топливе). Реализуя программу. Соединенные Штаты оказывают России содействие в строительстве предприятия по демонтажу ЯБП и предприятия по производству МОХ-топлива. [c.430]

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. [c.455]

Ионизирующие излучения, проходя через газ, делают его электропроводным. На этом свойстве основана работа нейтрализаторов статического электричества. Эти нейтрализаторы позволили решить давние наболевшие проблемы текстильной промышленности, связанные с электризацией нитей трением. Электризация нередко приводила к самовозгоранию. Особенно сильно электризуются многие синтетические волокна. Наэлектризованные нити плохо скручиваются, прилипают к разным частям машин. Никакими доядер-ными средствами решить эту задачу не удавалось. Установка же нейтрализаторов, главной частью которых является а-активный плутоний 94Ри , либо р-активные тритий или прометий (Ti/j = 2,6 лет), позволила обеспечить непрерывную разрядку статических зарядов через ионизированный воздух без изменения технологии процессов. Применение нейтрализаторов не только устранило пожарную опасность, но и привело к заметному увеличению производительности различных машин (ткацких, чесальных и др.) в текстильном производстве на 3—30%. В настоящее время нейтрализаторы статического электричества составляют 13% всех поставок радиационной техники. Они широко используются в текстильной, полиграфической и других отраслях промышленности. [c.682]

Одно время в среднем один раз в два года физиками синтезировался новый трансурановый химический элемент. В основном эта работа проводилась американскими учеными, но в последние полтора десятилетия больших успехов добились в СССР . После синтезирования в 1964 году курчатовия (Z = 104) в Дубне были синтезированы в 1970 году нильсборий Z = 105), а в 1974 году — элемент с атомным номером 106. Очевидно, что получение новых трансурановых элементов заметно замедляется. Это связано с тем, что уже ядра природных радиоактивных элементов являются весьма неустойчивыми. Следовательно, не удивительно, что трансурановые элементы обладают еще большей неустойчивостью и их все труднее и труднее получать в заметных количествах. Хотя нептуний-239 и плутоний-239 производят в современных ядерных реакторах тоннами, многие другие трансурановые элементы имеются лишь в незначительных количествах, а некоторые были синтезированы лишь в единичных случаях. Конечно, производство трансурановых элементов зависит в некоторой степени от спроса на них как уже говорилось выше, потенциальные свойства калифорния-252 могут со временем привести к его массовому производству для нужд медицины. Но продолжающиеся попытки синтеза новых трансурановых элементов не только вызваны поисками новых полезных веществ. Существует интригующая возможность добраться в этих поисках до острова устойчивости — синтезировать сверхтяжелые элементы, содержащие магическое количество протонов или нейтронов в атомном ядре. Как мы знаем, ядра, содержащие нейтроны или протоны в количествах 2, 8, 20, 50, 82 и 126, исключительно устойчивы (см. стр. 41). Современная теория атомного ядра предсказывает наличие и больших магических чисел , а в этом случае мы попадаем в область трансурановых элементов. В частности, такими устойчивыми ядрами, чей период полураспада оценивается примерно в 1 миллион лет, явля- [c.129]

Из этого следует, что ядерное топливо должно многократно циркулировать через реакторы и топливные предприятия атомной промышленности радиохимические заводы, обеспечивающие регенерацию (очистку от продуктов деления и примесей) выгруженного из реактора топлива и возврат его в топливный цикл после необходимого дообогащения делящимися нуклидами метал-лу №ические заводы по производству новых твэлов, в которых регенерироВ анное топливо добавляется к свежему, не подвергавшемуся облучению в реакторах. Таким образом, характерная особенность топливоснабжения в ядерной энергетике — техническая возможность и необходимость возврата в цикл (рецикл) не использованных в условиях однократного пребывания в реакторе делящихся и воспроизводящих изотопов урана и плутония. Для обеспечения бесперебойного топливоснабжения создаются необходимые мощности предприятий топливного цикла. Их можно рассматривать как предприятия, удовлетворяющие собственные нужды ядерной энергетики как отрасли. На возможности рецикла урана и плутония основана концепция развития ядерной энергетики на реакторах-размножителях ядерного топлива. [c.90]

Производство смешанного уран-плутониевого топлива существенно отличается от производства уранового топлива. Здесь имеют место и повышенная опасность достижения критичности и возникновения самопроизвольной цепной реакции, сопровождаемой нейтронным излучением, и очень высокая радиационная токсичность плутония при попадании его аэрозолей в организм, и большая радиоактивность исходных топливных материалов. При производстве смешан ного топлива предъявляются более высокие требования к определению химического и нуклидного состава, к точному учету делящихся продуктов на всех операциях и переделах в технологической цепочке, к максимальному сокращению всех потерь. К этому надо добавить высокую стоимость плутония (превосходящую стоимость золота). [c.336]

В 1940 году два молодых советских физика Флеров и Петржак установили, что уран понемногу делится сам по себе. Правда, это происходит страшно медленно, но все же каждую секунду в нем рождаются сотни тьюяч нейтронов, которых вполне достаточно для начала реакции. В ходе реакции в котле из урана получаются два не известных ранее новых химических элемента, следующих за ураном. Их назвали нептуний и плутоний. При этом оказалось, что плутоний годится для атомной бомбы не менее, чем уран-235. Получение его из смеси не требует чрезвычайно трудоемкого разделения изотопов. Он не изотоп урана, а самостоятельный химический элемент. Поэтому выделить его можно обычным способом. В приготовлении плутония наиболее трудным является отвод громадного количества тепла, образующегося в котле. Для охлаждения приходится выпускать на котел чуть ли не целую реку. Производство одного килограмма плутония сопровождается выделением такого количества тепла, которого достаточно, чтобы вскипятить озеро воды в двести тьюяч кубометров. [c.529]

Другая группа вопросов была связана с тем, что значительная часть ядерного арсенала СССР перешла в это время в категорию избыточного оружия. Возник вопрос, что делать с избыточными ядерными материалами, высвобождаемыми при демонтаже ядерных зарядов. Что касается высокообогащенного урана (ВОУ), то бьшо ясно, что этот материал может использоваться для производства пизкообогащенного урана (НОУ), необходимого для ядерного топлива. Вопрос о судьбе избыточного оружейного плутония был менее ясен. В мировой практике существуют три подхода к его решению. В рамках первого подхода предполагается его использовать для производства МОХ-топлива и применения в АЭС. В рамках второго подхода предполагался процесс иммобилизации плутония за счет его разбавления у-активными радионуклидами, размещения в стеклообразном расплаве и помещения в хранилище в защитных контейнерах. В рамках третьего подхода плутоний просто предполагается помещать в хранилище, до тех пор пока пе будет принято другое решение о его судьбе. [c.262]

Радиевый институт являлся одним из основных участников ядерной программы СССР. Его руководители, В.И. Вернадский и В.Г. Хлопин, еще в 20-е и 30-е годы предвидели фундаментальное влияние открытий в ядерной физике на развитие цивилизации. В июле 1940 года была создана Комиссия по проблеме урана, и ее возглавил директор РИАН В.Г. Хлопин. Сразу после окончания Великой Отечественной войны коллектив Радиевого института под руководством В.Г. Хлопина разработал технологическую схему выделения плутония из облученного в реакторе урана, то есть технологию радиохимического производства. Это была одна из ключевых задач атомного проекта. На основе этой технологии был создан завод Б комбината № 817 - первый радиохимический завод СССР, а его продукция была основой для создания первой атомной бомбы, испытанной в 1949 году. В период 50-х и 60-х годов технология выделения плутония совершенствовалась, и результаты работ Радиевого института внедрялись на ПО Маяк , в производство СХК и КГХК -плутониевых комбинатов СССР. В 1970 года Радиевый институт стал ведущей организацией по созданию технологии для нового радиохимического завода по переработке ОЯТ энергетических реакторов ВВЭР-1000 (завода РТ-2) и такая технология бьша разработана. [c.325]

Многие развивающиеся страны проявляют интерес к тяжеловодным реакторам, позволяющим использовать природный фан и обеспечивающим независимость от поставщиков обогащенного Зфана. Увеличение их доли в ядерной энергетике первого этапа (сейчас 5%) приведет к некоторой экономии природного урана (примерно в 1,5 раза на реактор) и к увеличению производства плутония (примерно в два раза на реактор). Г лубина выгорания топлива, в 4-6 раз меньшая в сравнении с легководными реакторами, увеличит накопление отработавшего топлива и потребности в его хранилищах. [c.383]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...