яд цикл

1)при облучении тяжелой воды образуется тритий, являющийся оружейным материалом;

2)при наличии у страны-импортера промышленности по переработке облученного реакторного топлива возможно извлечение наработанного плутония в тяжеловодном реакторе, работающем на природном уране;

•графит реакторного качества аналогичен тяжелой воде в части возможности получения плутония при облучении природного урана.

Коэффициент конверсии представляет собой отношение производимого в реакторе делящегося материала к используемому. По значению этого коэффициента реакторы делятся на выжигатели, конвертеры (переработчики) и бридеры (размножители). Выжигатели, например, легководные реакторы, имеют низкую пролиферационную значимость. Коэффициент конверсии у конвертеров близок к единице. Наибольшую потенциальную угрозу представляют бридеры, т. к. потенциально оружейный материал находится на площадке реактора как до, так и после облучения, что создает принципиальную возможность переключения.

При топливной перегрузке реактора делящийся материал становится уязвимым к переключению. Существующие два типа перегрузки (при остановленном реакторе и во время работы реактора) различаются по степени возможности переключения: перегрузка с остановом реактора поддается более строгому контролю, чем перегрузка без останова.

Несомненно, что реакторы с длительным выгоранием топлива имеют меньшее отношение к проблеме нераспространения, чем с коротким периодом облучения, т. к. при длительном облучении наработанный плутоний существенно загрязняется неделящимися изотопами (так называемый, плутоний реакторной чистоты). Таким образом, реакторы с низким выгоранием топлива создают бóльшую угрозу переключения. Энергетические реакторы, исходя из коммерческих интересов, работают, как правило, максимально длительными интервалами. Короткие интервалы между остановами характерны прежде всего для реакторов-наработчиков, предназначенных для наработки плутония, и исследовательских реакторов, где остановы диктуются условиями проведения экспериментов.

Таким образом, подводя итоги анализа значимости различных типов реакторов в отношении ядерного распространения, можно отметить следующее:

•отдельно взятый легководный энергетический реактор, делящийся материал которого находится под международными гарантиями, не представляет значимой угрозы распространения;

•тяжеловодный реактор в сочетании с имеющейся промышленностью по переработке отработавшего топлива становится опасным объектом с точки зрения режима нераспространения (наработка заметных коли-

101

честв плутония оружейного качества на базе использования природного урана, простота переключения по сравнению с LWR, получение трития);

•газоохлаждаемый реактор с графитовым замедлителем по ряду параметров соответствует тяжеловодному и также является привлекательным для пролиферации;

•реактор-размножитель (бридер) является опасным объектом с точки зрения распространения, т. к. плутоний и обогащенный уран присутствуют на всех этапах обращения с топливом.

102

Список литературы

1.Ядерное нераспространение. Учебник в двух томах. Т. 1. Глава 4. «Международный режим ядерного нераспространения: история создания и эволюция становления. Договор о нераспространении ядерного оружия». – ПИР-Центр, 2002.

2.А.Б. Колдобский, П.В. Пименов, Б.М. Тулинов, А.С. Василевский «Сравнительный анализ ядерных топливных циклов в контексте нераспространения оружия массового уничтожения». – МИФИ, 2006.

3.Ядерная энергия: миф или реальность. Юрген Кройшб, Вольфганг Нойман, Детлеф Аппель, Питер Диль / Ядерный топливный цикл, 2006. – № 3.

4.Калинина Н.И. Режим нераспространения и сокращения оружия массового уничтожения и национальная безопасность. Курс лекций. –

М.: МФТИ, 2005.

5.Шидловский В., Кудрявцев Е., Петрова Л. Утилизация оружейного плутония / Ядерное общество, декабрь 2000. – № 5–6. – С. 64–67.

6.Дьяков А.С., Шаров Е.И. Экономика утилизации оружейного плутония в ядерных реакторах / Центр по изучению проблем разоружения, энергетики и экологии при МФТИ, 1998.

7.Кесслер Г. Ядерная энергетика. – М.: Энергоатомиздат, 1986.

8.Карпов В.А. Топливные циклы и физические особенности высокотемпературных реакторов. – М.: Энергоатомиздат, 1985. – 128 с. (Физика ядерных реакторов. Вып. 27).

9.http://www.antiatom.ru/

103