Крючков Основы учёта,контроля 2007

Ядерные технологии и безопасность обращения с ЯМ связаны между собой. Термин «безопасность» может трактоваться в широком смысле, включая радиационную безопасность, ядерную безопасность и др. Безопасность в отношении распространения ЯМ – защищенность от хищения ЯМ с целью создания ядерных взрывных устройств или другого несанкционированного использования.

Основное внимание в настоящем разделе будет уделено описанию ядерных технологий и их анализу с точки зрения обеспечения нераспространения ядерного оружия. Нераспространение ЯМ может быть гарантировано, если при работе с ними будут созданы такие условия, чтобы хищение и использование ЯМ в незаконных целях стало настолько затруднительно и опасно, а риск обнаружения подобных действий столь высок, что потенциальные нарушители вынуждены отказаться от своих намерений.

Ядерные технологии должны быть обеспечены такой системой физической защиты, учета и контроля ЯМ, чтобы:

а) добраться до ЯМ и похитить их было практически невозможно; б) хищение малого количества ЯМ персоналом быстро обнаруживалось, а дальнейшие попытки хищений по данному каналу пре-

секались; в) переключение ЯМ, находящихся под международными гаран-

тиями, легко обнаруживалось международными инспекционными органами.

Основная тема главы – ядерные технологии с точки зрения нераспространения ЯМ.

Концепция ядерного топлива

Ядерное топливо – это ЯМ, содержащий нуклиды, которые делятся при взаимодействии с нейтронами. Делящиеся нуклиды:

природные изотопы урана и тория; искусственные изотопы плутония;

изотопы трансурановых элементов (Np, Am, Cm, Bk, Cf); искусственный изотоп 233U (продукт захвата нейтронов 232Th). Как правило, изотопы урана, плутония и тория с четным массо-

вым числом (четные изотопы) делятся только под действием быстрых нейтронов (порог реакции деления – примерно 1,5 МэВ). В то же время, изотопы урана и плутония с нечетным атомным числом (нечетные изотопы) делятся нейтронами любых энергий, включая

21

тепловые нейтроны. Спектр нейтронов деления – это спектр быстрых нейтронов (средняя энергия 2,1 МэВ), быстро замедляющихся ниже порога деления для четных изотопов. Поэтому цепная реакция деления на четных изотопах неосуществима из–за малой доли нейтронов с энергией выше порога деления. Для поддержания цепной реакции деления на нечетных изотопах замедление нейтронов играет положительную роль, поскольку сечения деления этих изотопов растут с уменьшением энергии нейтронов.

Первичное ядерное топливо содержит только природные делящиеся изотопы (235U, 238U, 232Th). Вторичное ядерное топливо содержит искусственные делящиеся нуклиды (233U, 239Pu, 241Pu).

Изотоп урана 238U и изотоп тория 232Th представляют собой природный ядерный материал, малопригодный для использования в качестве ядерного топлива, так как они делятся только быстрыми нейтронами. Однако эти изотопы могут быть с успехом использованы для получения искусственных делящихся нуклидов (233U, 239Pu), т.е. для воспроизводства вторичного ядерного топлива. Эти нуклиды часто называют воспроизводящими изотопами.

В настоящее время ядерная энергетика базируется на природном уране, который состоит из трех изотопов:

238U; содержание – 99,2831 %; период полураспада Т1/2 = 4,5 109 лет;

235U; содержание – 0,7115 %; период полураспада Т1/2 = 7,1 108 лет;

234U; содержание – 0,0054 %; период полураспада Т1/2 = 2,5 105 лет.

Изотоп 235U – единственный природный ЯМ, который может делиться нейтронами любых энергий с образованием избыточного количества быстрых нейтронов. Именно благодаря этим нейтронам, цепная реакция деления становится осуществимой. Большинство энергетических реакторов работает на уране, обогащенном изотопом 235U до 2–5 %. Быстрые реакторы используют уран с обогащением 15–25 %. Исследовательские реакторы используют уран среднего и высокого обогащения (20–90 %).

Обогащенный уран – это уран, содержащий 235U в количестве, превышающем его концентрацию в природном уране (0,71 %). Принято считать:

низкообогащенный уран – X5 < 5 %;

22

среднеобогащенный уран – X5 от 5 до 20 %;

высокообогащенный уран – X5 от 20 до 90 %; сверхобогащенный (оружейный) уран – X5 > 90 %.

При производстве обогащенного урана образуется обедненный уран, т.е. уран с содержанием 235U ниже природного уровня (обыч-

но 0,2–0,3 %).

В реакторах применяются следующие виды ядерного топлива: чистые металлы, сплавы металлов, интерметаллические соеди-

нения; керамика (оксиды, карбиды, нитриды);

металлокерамика (керметы – частицы металлического топлива диспергированы в керамической матрице);

дисперсное топливо (микрочастицы топлива в защитной оболочке диспергированы в инертной, например, графитовой, матрице).

Основная конструкционная форма ядерного топлива в реакторе – тепловыделяющий элемент (твэл). Твэл состоит из активной части (сердечник, где содержатся топливные и воспроизводящие ЯМ) и наружной оболочки. Оболочки твэлов обычно изготовляются из металла (нержавеющие стали, циркониевые сплавы). В шаровых твэлах топливные микрочастицы покрываются слоями карбида кремния и пиролитического углерода.

По геометрической форме твэлы могут быть стержневыми, кольцевыми, пластинчатыми, шаровыми. Топливная загрузка реактора размещается в большом количестве твэлов, так, например, количество твэлов реактора ВВЭР–1000 – 48 000 штук.

Твэлы объединяются в тепловыделяющие сборки (ТВС): от нескольких штук до нескольких сотен твэлов в одной ТВС.

Все ТВС, размещенные в реакторе, образует активную зону, где происходит управляемая цепная реакция деления ядер нейтронами, сопровождающаяся преобразованием ядерной энергии в тепловую. Эта энергия отводится теплоносителем для дальнейшего преобразования в электричество. Активная зона реактора играет ту же роль, что и обычный тепловой котел, в котором сжигается органическое топливо. Эта аналогия позволяет использовать привычные термины «ядерное топливо», «сжигание топлива», «выгорание топлива», хо-

23

тя обычного горения или сжигания топлива в ядерном реакторе не происходит.

Концепция ядерного топливного цикла

Процессы изготовления, использования и переработки ядерного топлива могут быть объединены общим понятием ядерного топливного цикла (ЯТЦ).

Основные стадии ЯТЦ

1.Добыча урановой руды и извлечение из нее соединений урана.

2.Изготовление ядерного топлива.

3.Использование ядерного топлива в ядерных реакторах.

4.Временное хранение облученных ТВС (ОТВС) на АЭС.

Далее возможны два варианта – открытый ЯТЦ или замкнутый ЯТЦ.

5а. Захоронение ОТВС в геологических хранилищах – в случае открытого ЯТЦ.

5б. Химическая переработка ОТВС – в случае замкнутого ЯТЦ.

6.Выделение радиоактивных отходов (РАО), их переработка и захоронение.

7.Многократный возврат урана и плутония на стадию изготовления ядерного топлива и его использования в ядерных реакторах.

Существует две точки зрения на целесообразность замыкания ЯТЦ:

1.Замыкание ЯТЦ нецелесообразно. При химической переработке ОЯТ возникают технологические и политические проблемы:

а) возможность хищения ЯМ для создания ядерного оружия; б) сложность и опасность переработки ОЯТ; в) сложность и опасность переработки и захоронения РАО.

2.Замыкание ЯТЦ целесообразно. ОЯТ содержит ценные ЯМ, пригодные для изготовления ядерного топлива. Замкнутый ЯТЦ – это самообеспечение национальных энергетических потребностей.

Существуют несколько вариантов ЯТЦ: один открытый и два замкнутых. Их схемы приведены на рис. 2.1.

24

U3O8

Добыча U-руды

В)

Рис. 2.1. Схемы открытого (А) и двух вариантов замкнутого (Б, В) ЯТЦ

25

А. Открытый (разомкнутый) ЯТЦ

1.Добыча урановой руды.

2.Производство октаоксида урана U3O8.

3.Конверсия U3O8 в UF6.

4.Обогащение UF6.

5.Изготовление ядерного топлива (твэлы и ТВС).

6.Использование ядерного топлива в ядерных реакторах.

7.Хранение ОЯТ в приреакторных хранилищах. Окончательное захоронение ОЯТ в геологических формациях.

Б. Замкнутый ЯТЦ с использованием регенерированного урана

1.Добыча урановой руды.

2.Производство октаоксида урана U3O8.

3.Конверсия U3O8 в UF6.

4.Обогащение UF6.

5.Изготовление ядерного топлива (твэлы и ТВС).

6.Использование ядерного топлива в ядерных реакторах.

7.Хранение ОЯТ в приреакторных хранилищах.

8.Переработка ОЯТ с выделением урана, плутония и РАО.

9.Возвращение регенерированного урана на стадии конверсии и обогащения.

10.Размещение плутония в спец. хранилищах.

11.Окончательное захоронение РАО в геологических формациях.

В. Замкнутый ЯТЦ с использованием регенерированного урана и плутония

1.Добыча урановой руды.

2.Производство октаоксида урана U3O8.

3.Конверсия U3O8 в UF6.

4.Обогащение UF6.

5.Изготовление ядерного топлива (твэлы и ТВС).

6.Использование ядерного топлива в ядерных реакторах.

7.Хранение ОЯТ в приреакторных хранилищах.

8.Переработка ОЯТ с выделением урана, плутония и РАО.

9.Возвращение регенерированного урана на стадии конверсии и обогащения.

10.Изготовление смешанного уран–плутониевого оксидного топлива (МОХ–топлива) на основе регенерированного урана иплутония.

11.Окончательное захоронение РАО в геологических формациях.

26

В настоящее время семь стран способны перерабатывать ОЯТ: США, Великобритания, Франция, Россия, Китай (ядерные державы), Япония и Индия. Одна из главных задач развития и эксплуатации ядерных технологий – контроль за ЯМ на всех стадиях ЯТЦ с целью недопущения их использования в незаконных целях.

Возможны три пути переключения ЯМ с энергетического использования на применение в военных целях:

1.Насильственное хищение после террористической атаки извне на ядерный объект или транспортное средство с ЯМ.

Для предотвращения создаются системы физической защиты ЯМ.

2.Ненасильственное, скрытое хищение ЯМ персоналом объекта. Для предотвращения создаются системы учета и контроля ЯМ.

3.Скрытое переключение ЯМ, санкционированное национальным правительством.

Для предотвращения разрабатывается система международных гарантий и договоров о мирном использовании ЯМ:

а) Договор о нераспространении ядерного оружия (ДНЯО); б) региональные договора о нераспространении ядерного оружия;

в) Комитет Цангера («Группа ядерных поставщиков») для контроля за экспортом ЯМ, технологий и оборудования.

Основной механизм контроля на государственном уровне – периодические инспекции ядерных объектов экспертами МАГАТЭ.

Рассмотрим факторы, характеризующие привлекательность ЯМ для хищения на различных стадиях ЯТЦ.

1.Количество и качество ЯМ, необходимых для создания ядер-

ных взрывных устройств: критмасса 100 % 235U – 50 кг; критмасса 100 % 239Pu – 15 кг; критмасса 100 % 233U – 17 кг.

Критмассы приведены для металлической сферы без отражателя. Отражатель снижает критмассу примерно в 2 раза. МАГАТЭ ввело единицу количества ЯМ – «значимое количество» (ЗК) (Significant Quantity (SQ)). Обнаружение хищения 1 ЗК требует специального расследования и обращения в Совет Безопасности ООН. Величина ЗК примерно в 2 раза ниже критмассы ЯМ (металлическая сфера без отражателя):

1 ЗК (239Pu, 233U) = 8 кг; 1 ЗК (235U) = 25 кг.

27

2.Простота хищения ЯМ, вероятность обнаружения хищений.

3.Простота превращения ЯМ в заряд ядерного взрывного устройства.

Качественная оценка привлекательности стадий ЯТЦ для хищения ЯМ показана на рис. 2.2.

Рис. 2.2. Привлекательность стадий ЯТЦ для хищения ЯМ

Количество точек характеризует привлекательность этапа ЯТЦ. Наиболее привлекательны этапы, связанные с переработкой ОЯТ, выделением плутония, изготовлением смешанного уран–плутони- евого топлива и повторным использованием его в реакторе.

Рассмотрим основные стадии ЯТЦ с точки зрения нераспространения ядерного оружия (табл. 2.1).

1. Добыча и первичная обработка урановой руды.

Уязвимость к краже (УК): низкая. Для производства 25 кг оружейного урана надо около 5000 кг природного урана или 5000 т урановой руды. Трудно украсть незаметно такое количество урановой руды.

Уязвимость к переключению персоналом (УПП): велика. Ура-

новые рудники и предприятия по первичной обработке урановой руды находятся вне гарантий МАГАТЭ.

28

Риск распространения ядерного оружия (РР): низкий. При-

родный уран невозможно использовать в ядерном взрывном устройстве.

2.Перевод в ядерное топливо (необогащенный уран для реакторов типа CANDU) или в гексафторид урана для обогащения.

УК: мала, как и при добыче урановой руды.

УПП: зависит от постановки предприятий под гарантии МАГАТЭ.

РР: низкий. Природный уран невозможно использовать в ядерном взрывном устройстве.

3.Обогащение урана изотопом 235U.

УК: велика. Для ядерного взрывного устройства достаточно

25кг оружейного урана. Такой вес может унести один человек. УПП: зависит от постановки предприятий под гарантии

МАГАТЭ.

РР: высокий. Группа ядерных поставщиков наложила неофициальное эмбарго на экспорт обогатительных технологий.

4. Изготовление ядерного топлива (твэлы, ТВС).

УК: Низкая. Одна ТВС весит 300–500 кг. Потребуется специальный транспорт для перевозки ТВС.

УПП: Зависит от постановки предприятий под гарантии МАГАТЭ.

РР: От низкого до высокого в зависимости от обогащения топлива.

5. Использование ядерного топлива в ядерных реакторах.

УК: Низкая. Это связано с весом ТВС, ее радиоактивностью и размещением внутри корпуса ядерного реактора.

УПП: Зависит от постановки реактора под гарантии МАГАТЭ. РР: От низкого до высокого в зависимости от обогащения топ-

лива и от наличия установок для переработки ОЯТ.

6. Хранилище ОЯТ.

УК: низкая. Это связано с весом, радиоактивностью и остаточным тепловыделением ТВС.

УПП: зависит от постановки хранилища под гарантии МАГАТЭ.

РР: от низкого до высокого в зависимости от наличия установок для переработки ОЯТ.

29

7. Переработка ОЯТ.

УК: высокая. При переработке ОЯТ используется дистанционное оборудование, отделяющее персонал от ЯМ. Однако есть участки, где плутонийсодержащие материалы доступны для кражи.

УПП: зависит от постановки перерабатывающей установки под гарантии МАГАТЭ.

РР: высокий. На перерабатывающих заводах производится плутоний, который может быть использован в ядерных взрывных устройствах. Группа ядерных поставщиков наложила неофициальное эмбарго на экспорт перерабатывающих технологий.

8. Захоронение радиоактивных отходов.

УК: низкая. Это связано с высокой радиоактивностью и тепловыделением РАО, с малым содержанием делящихся материалов.

УПП: низкая из–за малого содержания делящихся материалов. РР: низкий. Это связано с высокой радиоактивностью и тепло-

выделением РАО, с малым содержанием делящихся материалов.

*В/Н(МАГАТЭ) – от высокого до низкого в зависимости от наличия контроля со стороны МАГАТЭ.

Различные типы ядерных реакторов также обладают разной привлекательностью для хищения ЯМ. Рассмотрим две характеристики ядерных реакторов, влияющие на их привлекательность (табл. 2.2):

1)количество и качество загружаемого ядерного топлива;

2)количество и качество производимого ядерного топлива.

30