реакторный плутоний (Reactor-Grade Plutonium)

Плутониевая фракция, накапливаемая в облученном ядерном топливе (ОЯТ) реакторов АЭС (см. Атомная электростанция). За время существования ядерной энергетики его наработано ок. 2300 т, и это количество ежегодно увеличивается на 105 т. Из этого объема выделено в химически чистой форме оценочно 15% (ок. 400 т), остальной Э. п. находится в ОЯТ и в еще не выгруженном из реакторов ядерном топливе. При сжигании в рамках концепции открытого ядерного топливного цикла (ЯТЦ) всего доступного на современном уровне рентабельности урана (ок. 5 млн тТМ) наработка Э. п. составит 7–8 тыс. т.

Масштабность этих величин обуславливает значимость Э. п. в контексте нераспространения. В качестве параметра, определяющего категорийность плутония (Pu), обычно выбирается относительное содержание в нем вторичного по отношению к ²³⁹Pu изотопа ²⁴⁰Pu, которое увеличивается со временем облучения ядерного топлива в реакторе. По такой классификации Э. п. определяется как материал с содержанием ²⁴⁰Pu более 19% (оружейный плутоний – не более 6%). Однако Э. п. не имеет фиксированного изотопного состава: концентрация неизменных для него пяти изотопов (^238–242Pu) существенно зависит от многих факторов. В соответствии с этим следует оценивать его пригодность для оружейных целей.

В контексте оценки пригодности Э. п. для оружейных целей важны требования по критмассовым характеристикам, технологичности, тепловыделению и радиационной безопасности. Наиболее существенны два последних требования, выполнение которых зависит от концентрации в Э. п. относительно короткоживущих изотопов ²⁴¹Pu (T1/2 = 14,3 года) и ²³⁸Pu (Т1/2 = 87,7 года).

²⁴¹Pu определяет радиационную безопасность материала, поскольку в ходе его распада образуется интенсивный долгоживущий γ-излучатель ²⁴¹Am (T1/2 = 433 года). Поэтому гипотетический ядерный заряд (ЯЗ) на основе Э. п. будет очень сложен в обслуживании. α-активный ²³⁸Pu из-за огромного собственного тепловыделения (570 Вт/кг против 0,6.10^–4 Вт/кг у ²³⁵U и 1,9 Вт/кг у ²³⁹Pu) при его значимом содержании в материале ЯЗ может развить в нем такую температуру, которая вызовет нарушение целостности активной части и заряда в целом.

Главными факторами, определяющими содержание ²³⁸Pu и ²⁴¹Pu в Э. п., являются степень обогащения ядерного топлива реактора по ²³⁵U и глубина выгорания ядерного топлива. Накопление ²³⁸Pu, в отличие от других изотопов плутония, происходит именно из ²³⁵U и вследствие этого резко растет при увеличении степени обогащения. Топливо газографитовых реакторов GCR и тяжеловодных реакторов HWR на основе необогащенного (природного) урана из-за малого запаса реактивности обладает существенно меньшей глубиной выгорания. Это топливо подвергается меньшему воздействию нейтронного потока, и, соответственно, накопление как ²³⁸Pu, так и ²⁴¹Pu уменьшается.

Как следствие, относительное накопление нежелательных для военного использования Э. п. изотопов ²³⁸Pu и ²⁴¹Pu в ОЯТ таких реакторов существенно меньше в сравнении с легководными на низкообогащенном уране. Поэтому Э. п., выделенный из ОЯТ реакторов GCR и HWR, обуславливает существенно более высокие риски распространения, чем Э. п. из ОЯТ реакторов PWR (ВВЭР) и BWR.

Единственный известный случай успешного испытания ядерного заряда (ЯЗ) из Э. п. датируется 1962 г. Тогда США после 15 лет исследований удалось создать и испытать ЯЗ из плутония, выделенного из ОЯТ британского энергетического газоохлаждаемого реактора типа «Магнокс». В таком реакторе в качестве топлива используется природный уран, что делает изотопный состав Э. п. более сходным с характерным для плутония оружейной кондиции.

Лит.: Феоктистов Л.П. Из прошлого в будущее. Снежинск: РФЯЦВНИИТФ, 1998. С. 44–48;

Шмелев А.Н., Куликов Г.Г., Апсэ В.А. Физические факторы и свойства ядерных материалов, влияющие на их защищенность. М.: МИФИ, 2001. С. 32–40;

Андрюшин И.А., Чернышев А.К., Юдин Ю.А. Укрощение ядра. Саранск, 2003. С. 454–456;

Андрюшин И.А., Юдин Ю.А. Риски распространения и проблема энергетического плутония. Саранск, 2007. С. 75.

См. также: Бустирование.

А.Б. Колдобский.