Вышла в свет книга Б.И.Нигматулина и В.А.Пивоварова «Реакторы с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. История трагедии и фарса». Подробнее 

Дементий Башкиров (С.М. Брюхов)

Термины. Радиохимия – раздел физической химии, изучающих физико-химический свойства радиоактивных элементов, ядерно-физические и химические свойства «горячих атомов». Радиохимия в свою очередь подразделяется на Радиохимические Технологии получения радиоактивных элементов (РТ, в первую очередь получение плутония) и Радиохимический Анализ (РА, триединая идентификация радионуклида по типу излучения, по химической форме, и по периоду полураспада), а также на множество более мелких теоретических наук и практических приложений (радиохимия нескольких тысяч радиоактивных изотопов всей таблицы Менделеева, от трития до калифорния).

 

Фабрикация ядерного топлива

Сегодня, из многих десятков типов ядерных реакторов, для АЭС с реакторами на тепловых нейтронах, доминируют гетерогенные реакторы, имеющие твэлы с керамическим (диоксидным) топливом в виде таблеток, которые уложены в герметичные трубки из циркония и его сплавов. Такая геометрия твэл самая простая в изготовлении. Производством таблеток такого топлива занимаются специалисты порошковой металлургии, а производством трубок твэл металлурги и металлисты циркония (металлурги получают металлы и сплавы, а металлисты изготавливают из металлов изделия).

Существующие технологии фабрикации твэл АЭС разработаны 40-60 лет назад, и в настоящее время претерпевают незначительное эволюционное развитие.

Основное направление работ для твэл АЭС сегодня – это разработка твэл, не подверженного пара-циркониевой реакции, то есть создание топлива, безопасного в случае аварии на реакторе АЭС, которое не приводит к образованию больших объемов взрывоопасного водорода. Это, предположительно, снизит вероятность взрывов водорода, и/или на несколько часов увеличит время для ликвидации аварии с потерей теплоносителя. Второе направление работ – увеличение обогащения урана в топливе и снижение стартовой реактивности топлива путем внесения выгорающих поглотителей.

Для транспортных реакторов применяется металлокерамическое топливо (другие названия: кермет, дисперсионное топливо), которое имеет на порядок большую теплопроводность, которое позволяет безопасно маневрировать мощностью, которое безопасно в случаях аварий с реактором, но имеет пониженную топливную эффективность и на порядок более высокую цену, в сравнении с керамическим топливом АЭС.

Для быстрых реакторов (дешевый вариант) используется таблеточное диоксидное топливо, оболочки сделаны из нержавеющей стали. Металлическое или металлокерамическое топливо для быстрых реакторов существенно дороже, но на порядок безопасней, чем керамическое топливо.

Перспективные типы реакторов предполагают использовать гомогенные активные зоны, то есть топливом будет служить относительно легкоплавкий композитный материал, содержащий ядерные материалы. Для такого реактора не нужен будет фабрикант сотен тысяч твэл, это существенный плюс. Вместо твэл, напор ядерной стихии будут сдерживать конструкционные материалы первой стенки активной зоны.

Гипотетически, топливо реактора может быть сделан из твердого или газообразного гомогенного или гомогенизированного материала, но на практике вариант твердого гомогенного реактора ограничен очень малыми мощностями, а газовый гомогенный реактор, наоборот, требует сверхвысоких температур.

Для всех типов реакторов на быстрых нейтронах, материалы первой стенки – оболочка твэл для гетерогенной схемы, или стенки гомогенного ядерного котла – большая научно-техническая проблема, которую предстоит решить следующим поколениям.

Созданием материалов, которые способны выдерживать ядерную стихию в виде потока быстрых нейтронов и агрессивных осколков деления, занимается металлургия цветных металлов, созданием изделий из этих металлов занимается наука металлообработка, а анализ изделий осуществляет материаловедение.

 

Реакторное материаловедение

(Токсиколог, …Терапевт, … хирург, … инфекционист, … патологоанатом)

Изучение феноменов очень малого выгорания ядерного топлива АЭС (2-5-10%), невозможности маневрирования мощностью АЭС, высокой вероятностью ядерных и радиационных аварий на АЭС, сегодня принято связывать с реакторным материаловедением (РМ).

Перечисленными выше принципиальными недостатками АЭС занимается и ядерная физика, и конструкторы реактора, и тепло-электротехники, и физико-техника разделения изотопов, и горнодобывающая промышленность. Но решающее слово остается за материаловедами реакторных материалов.

Топливо современных реакторов АЭС достигает 5% выгорания тяжелых атомов, первые реакторы (военные) имели выгорание до 0,1%. При этом, в самом современном реакторе (2025 год), удается сжечь не более 0,7% от природного урана, который был использован для производства ядерного топлива, так как 75-85% урана отсекается на предприятиях по разделению изотопов урана. Вместо тонны природного урана, требуется 150-180 тонн.

Само топливо в виде твэл и ТВС – это наиболее энерго-напряженное изделие, подвергающееся максимально высокому воздействию всех видов излучений, существующих в реакторе, и твэл уделяется особо пристальное внимание.

Исследование отработавшего топлива, как работа патологоанатома, позволяет установить окончательный диагноз, выявить причину безвременной кончины твэл или ТВС. На основании заключения материаловеда делается вывод о возможности дальнейшей эксплуатации твэл, об обосновании безопасного предела эксплуатации твэл.

В более широком смысле, РМ занимается всеми материалами и конструкциями, которые эксплуатируются в реакторе, дает заключение о допустимых пределах эксплуатации не только твэл и ТВС, но и теплоносителя, внутриреакторных конструкций и механизмов, систем управления и защиты, корпуса реактора, трубопроводов, парогенераторов, циркуляционных насосов, систем взрыво-пожаробезопасности, сроках хранения ОЯТ и поведение ОЯТ при окончательном захоронении.

 

Радиационное материаловедение

Традиционно радиационное материаловедение изучает поведение материалов, находящихся в условиях различных ионизирующих излучений и сопутствующих коррозионных факторов – осколки деления и нейтроны, ядра отдачи, потоки протонов, дейтронов, ядер гелия (альфа-частицы) и более тяжелых атомов, бета, гамма и рентгеновского излучения.

Формально, для ядерного топлива, радиационное материаловедение принимает эстафету у реакторного материаловедения, и изучает поведение ОЯТ после того, как оно было выгружено из реактора, и до распада активности до безопасных контрольных уровней.

 

Ядерная химия

Ядерная химия изучает поведение радионуклидов в процессе их образования в ядерных реакциях под воздействием различных видов излучение, гомологических радиоактивных рядов (цепочек ядерных превращений), непосредственно в процессе этих превращений, когда еще не произошел изотопный обмен, и радиоактивные соединения имеют химическую форму, отличающуюся от конечной химической формы. В отличие от радиохимии, которая является прикладной дисциплиной, и изучает технологии производства и выделения (относительно) долгоживущих радионуклидов, ядерная химия исследует очень быстротекущие процессы, длящиеся доли секунд, и исследует промежуточные продукты ядерных реакций, цепочки ядерно-химических реакций.

При изучении поведения в реакторе различных радионуклидов, возникают совершенно «необъяснимые» с точки зрения классической химии, процессы и продукты реакции, которые указывают на существование химического элемента в форме, которая не встречается в обычных условиях.

 

Современное реакторное и радиационное материаловедение

Научные исследование новых видов ядерного топлива последних 40-50 лет используют инструментарий, недоступный нашим предкам, и сами реакторные исследования ушли на второй план.

На заре атомной эры (1942) каждый ядерный реактор был экспериментальной установкой, которая за недели, месяцы, годы, накапливала экспериментальные результаты.

С появлением реакторов на быстрых нейтронах (1946), исследователи получили возможность исследования материалов в потоке быстрых нейтронов, и это резко продвинуло вперед понимание физико-химии и физико-техники ядерного оружия.

К началу 1970-х появились мощные ускорители протонов, которые могли создавать потоки быстрых нейтронов, в разы, и затем на порядки большие (до 1Е+18 n/см² в секунду), чем быстрый реактор. Роль быстрых реакторов, как исследовательской установки, существенно упала. Все современные материалы стали изучаться в 10, 100 и более раз быстрее, чем в БР. Там, где быстрому реактору требовалось десятилетие, ускоритель получал результат за неделю. Это привело к резкому падению спроса на исследовательские быстрые реакторы, и в середине 1980-х работал лишь один исследовательский быстрый реактор – БОР-60 (поток быстрых нейтронов до 5Е+15 n/см² в секунду), из примерно 20 исследовательских быстрых реакторов, построенных к тому времени.

Научно-исследовательская ускорительная установка имеет несколько, или несколько десятков каналов, в которых возможно исследовать новые реакторные материалы, в том числе во время облучения. БОР-60 имеет всего одну инструментованную ячейку, которая позволяет непосредственно во время работы реактора исследовать свойства испытуемого материала.

Первичный выбор новых материалов делается на материаловедческих протонных ускорителях, производящих поток быстрых нейтронов, на большой экспериментальной выборке, на малых объемах и массах материала, в различных агрессивных средах, при различных температурах и напряжениях, и в очень короткие сроки (дни, недели).

Это позволяет быстро получать заключения о свойствах материала, что крайне важно для производителя этих материалов, который имеет возможность оперативно вносить изменения в разрабатываемые технологии.

Роль исследовательского быстрого реактора, как аналитического оборудования реакторного материаловедения, с очень небольшой скоростью проведения анализа, сводится к подтверждению характеристик выбранных материалов в течение длительного срока эксплуатации – от одного до десяти лет.

 

Пути создания безопасных и эффективных АЭС

До настоящего времени все перечисленные выше специалисты работали разрозненно, практически не общаясь друг с другом, и одни и те же вещи называли различными терминами. Это необходимо (было и есть) для того, чтобы ядерная энергетика не превратилась в массовое производство ядерных оружейных материалов. Если между специалистами не будет искусственных барьеров, то ядерные материалы окажутся в легком доступе миллионов людей.

Для решения задачи современной атомной энергетики - повышения эффективности природного урана, гарантированной ядерно-радиационной безопасности, получения приемлемой стоимости квтч или другой полезной мирной продукции, требуется объединение усилий всех перечисленных выше специалистов. Другими словами – необходимо устранить барьеры между специалистами-ядерщиками разных групп.

Возможно, решение будет найдено совсем в другом месте, облик ядерной энергетики будущего нам сегодня не дано увидеть. Но то, что решение будет на стыке многих ядерных наук, это несомненно. Если технологии останутся на уровне 2025 года, то неизбежно, решение проблем мирной энергетики будет иметь военное приложение.

Сегодняшние тенденции развития атомной науки приближаются к тому, что в скором будущем будет доказано на обширной практике, что атомная энергетика неприемлема по соображениям распространения ядерных оружейных материалов, чрезвычайно высокой ядерно-радиационной опасности мирных АЭС, и дороговизне ядерного квтч.

С начала 21 века создан новый источник энергии, на основе солнечной (ресурс которого определяется временем жизни Солнца в 5 миллиардов лет), которая дешевле энергии, получаемой на современных АЭС. В 2024 году, в исследовательские работы по созданию солнечной энергетики, инвестировано в сотни раз больше финансов, чем в атомную энергетику. Генерация ВЭС и СЭС в 2024 составила 6000 миллиардов квтч, генерация АЭС 3000 миллиардов квтч.

История развития атомной энергетики показывает нам, что от первого ядерного нейтрона (06.12.1942) до создания первой ядерной бомбы (16.07.1945) прошло 2,5 года. Для создания термоядерного оружия (1953) потребовалось еще 8 лет. Для создания эффективной ядерной энергетики, по самым оптимистичным прогнозам «Прорыв», потребуется от 150 лет.

Несопоставимой сложности оружейные и мирные ядерные задачи. Мирная задача сложнее минимум в 60 раз, и далеко не факт, что в результате её решения не будет создано новое ядерное оружие.

 

Классификация радиохимических работ

По приведенной активности А препаратов на рабочем месте радиохимия делится на:

- «неактивную радиохимию», или химию меченных атомов (внеклассовые работы по классификации НРБ-99/2009), при активности А на рабочем месте от 0,1 до 1000 Бк, когда радиоактивное излучение абсолютно безопасно для исследователя. В эту категорию попадают практически все работы с природными радиоактивными материалами, работы по радиохимическому анализу проб радиохимических технологических процессов.

- радиохимия, опасная для самого исследователя (III класс работ), при А на рабочем месте 1000 – 100 000 Бк, где верхний предел – одна летальная доза при попадании внутрь организма,

- радиохимия, опасная для сотрудников предприятия или цеха (II класс работ), при А на рабочем месте 100 000 – 100 000 000 Бк,

- радиохимия, смертельно опасная для людей, находящихся в пределах санитарно-защитной зоны 3-5 км (I класс работ) при А на рабочем месте более 100 000 000 Бк (1,0Е+8 Бк),

- радиохимия изотопов оружия массового поражения, от 2,7Е+13 Бк до 1,0Е+27 Бк.

Детская игрушка весом 100 грамм и самосвал весом 100 тонн отличаются всего лишь на 6 порядков, но мы не считаем игру в песочнице работой. Как видно из классификации, опасность разных работ в радиохимии отличается на 28 порядков.

При взрыве атомной бомбы в Хиросиме образовалось 1 кг осколков деления. ОЯТ реактора, проработавшего 1 год на электрической мощности 1 ГВт, накапливает примерно 1 тонну осколков деления. При выдержке 10 лет, активность тонны осколков деления составляет ~200 миллионов Ки, или 7Е+16 Бк. Разрешенная загрузка в горячую камеру для проведения радиохимической переработки 0,15 млн Ки, в 1300 раз меньше.

Активность только 30-летних осколков деления, стронция-90 и цезия-137, в тонне осколков деления, через 10 лет составляет 50 миллионов Ки. Такая активность может вывести из строя на десятки лет 3 миллиона квадратных километров (любая деятельность на территории запрещена при загрязнении выше 15 Ки/км², в том числе выращивание лесов).

При выдержке ОЯТ год, активность составляет порядка 1Е+19 Бк.

 

«Кустарная» единица альфа-активности

Единицей радиоактивности кустарного ядерного оружия принято считать 6 кг плутония-239 (гаджет Fat Man, сброшенный США на Нагасаки 09.08.1945), с удельной альфа-активностью 4,5Е+9 Бк/г, то есть 2,7Е+13 Бк.

В таком количестве плутония содержится 270 000 летальных доз по 100 000 000 Бк (при вдыхании), и это количество в 27+ миллиардов раз превышает активность на рабочем месте радиохимика-исследователя.

Даже если заряд из плутония не будет взорван, он представляет чрезвычайную радиационную опасность, образуя радиационно-опасное для жизни загрязнение на десятки-сотни тысяч лет, на территории до 700 квадратных километров.

В течение года (31,5 миллионов секунд) плутониевый заряд претерпевает 8,5Е+20 ядреных распадов, практически не снижая активности (мощности энерговыделения).

 

Последствия деления плутония при взрыве

При ядерном взрыве заряда плутония весом 6 кг расходуется около 1 кг плутония (4,5 моль), и образуется 9 моль осколков деления примерно равной массы. Каждый осколок претерпевает в среднем примерно 3 распада, пока не превратится в стабильный нуклид.

Образуемое при ядерном взрыве количество ядерных превращений измеряется Числом Авогадро, умноженном примерно на 30, то есть, примерно 1,8Е+25 превращений. Таким образом, при взрыве кустарного заряда из плутония, годовое количество ядерных превращений увеличивается в 20 тысяч раз, а выделяемая за год энергия в полмиллиона раз.

Суммарная энергия, заключенная в ряду распада Pu-239 – U-235 – Th-231 …Pb-207, в результате взрыва возрастает с 50 МэВ до 200 МэВ, то есть в 4 раза, а мощность возрастает в сотни миллиардов раз.

 

Последствия деления плутония в реакторе

При работе топлива из плутония-239 в тепловом реакторе, в основном образуется два неравных по массе осколка, так называемая двугорбая кривая распада, с соотношением масс 1:1,42, с седловиной равных масс примерно в 700 раз ниже, чем в горбах. В так называемых быстрых реакторах соотношение масс примерно такое же, но на порядок выше доля делений на два равных осколка.

Выделяемую энергию, при работе ядерного топлива из плутония, можно посчитать из изотопных масс стабильных нуклидов середины таблицы Менделеева, по формуле Эйнштейна Е = mc².

Избыток нейтронов при делении ядер, образуемые радионуклиды и их периоды полураспада и энергии, количество запаздывающих бета-превращений, берем из данных Таблицы нуклидов 37.1 справочника Физические Величины, Энергоатомиздат, 1991.

В результате деления образуется множество разных осколков с массами от 72 до 165, из них с высоким выходом (более 1% из нормированных 200%) от 88 до 145, с провалом масс в области значений 110-120. Каждая пара осколков имеет свойства комплементарности, то есть один осколок строго дополняет другой (как аминокислоты в цепочке ДНК), если нет третьего осколка или не меняется число мгновенных нейтронов.

Плутоний-239 имеет 94 протона и 145 нейтрона, соотношение (нейтроны/протоны) n/p = 1,54, или соотношение (атомная масса/порядковое число) А/Z = 2,54.

Плутоний-239 поглощает нейтрон, превращается в возбужденное ядро плутония-240, которое делится на два осколка со средним соотношением масс 1:1,42 и излучает 3 нейтрона. Запишем уравнение так, как будто плутоний-237 делится на два неравных осколка с соотношением масс 1:1,42. Получается два осколка, с массами 97,9 и 139,1. Принимаем ближайшие целые числа 98 и 139.

Протоны также делятся в осколках примерно с соотношением 1:1,42. Их распределение в ядрах осколков получается 39 и 55. Это Y-98 и Cs-139.

Y-98 (1,5 сек) излучает бета и превращается в Zr-98 (30,7 сек), затем излучает бета и превращается в Nb-98 (2,86 сек), затем излучает бета и превращается в стабильный Мо-98.

Cs-139 (9,5 мин) излучает бета и превращается в Ba-139 (85 мин), затем излучает бета и превращается в La-139 (стабильный).

Итого при делении получается два осколка деления, 3 нейтрона, и 5 бета-распадов. Всего 10 частиц с энергиями 100, 70, 9, 3, 5, 4, 3, 2, 2, 2 МэВ.

Суммарное уравнение ядерной реакции будет выглядеть так:

 Жирным шрифтом выделены стабильные продукты ядерной реакции.

 

Ядерно-химические уравнения

Для понимания физико-химических процессов, протекающих при делении реальных ядерных материалов, при взаимодействии ядерных материалов с реальными легирующими и конструкционными материалами, с теплоносителем и замедлителем, необходимо хотя бы один раз самостоятельно составить ядерно-химическое уравнение реакции деления.

Необходимо учитывать, что все атомы отдачи имеют энергию, на много порядков превосходящую энергию химической связи, и поэтому образуют соединения с максимальной возможной степенью окисления.  

С практической точки зрения, очень существенное значение для решения физико-технических задач имеет следующая комплементарная пара осколков:

Обратим особое внимание на цепочку бета-превращений йода-ксенона-цезия-бария. Первый, или мгновенный осколок, йод-137, является источником запаздывающих нейтронов с периодом полураспада 24,5 секунды, и живет бесконечно долго, как с точки зрения ядерного времени, так и с точки зрения времени химических реакций (доли миллисекунды и единицы миллисекунды). Этот элемент не может конкурировать с другими атомами за кислород, и летит в виде газообразного атомарного йода, занимая весь предоставленный ему объем.

Самым вероятным местом остановки этого нуклида будет металлическая оболочка, с атомами которой он образует иодиды, например иодид железа FeI₃ или иодид циркония ZrI₄. Последний образуется при температурах выше 300*С, и является газом при нормальном давлении и температуре выше 420*С. При температуре выше 1300*С разлагается на компоненты. Эти свойства йодида циркония используются в промышленном производстве ядерно-чистого циркония (так называемый йодированный цирконий), в виде транспортной реакции, когда один атом йода может перенести тысячи-десятки тысяч атомов циркония.

Второй атом цепочки – ксенон-137, период полураспада 3,8 минуты. Самый настоящий одноатомный благородный газ, который ни с какими элементами не взаимодействует. Вылетает в газовую полость нацело. При этом никакого кислорода с собой не несет, и газовая полость остается совершенно инертной.

Затем образуется очень долгоживущий изотоп цезия-137, период полураспада 30 лет, и который сам по себе летит крайне плохо, но благодаря предшественникам, практически полностью оказывается вне матрицы диоксида плутония в инертной среде газовой полости.

Цезий отнимает кислород у всех элементов, это самый активный из всех металлов. В отличие от легких щелочных металлов, цезий склонен образовывать перекиси, и его стабильной химической формой является не оксид Cs₂O, а перекись Cs₂O₂. Так как цезий образуется в условиях инертной среды газовой полости твэл, то долгое время остается в виде металла. 

Судьба цезия изучается после того, как топливо покинуло реактор, как минимум через полгода. За это время цезий успевает найти своё место, как правило на краю зоны, рядом с газовой полостью.

Интересный факт, который первый обнаружили Сциллард и Чалмерс, примерно 100 лет назад. Разные радионуклиды одного и того же химического элемента имеют разную химическую форму, иногда таких форм может оказаться три и более. Для цезия это должно быть характерно, разные нуклиды цезия имеют разную пред-историю, и разные химические формы.

Полученный из ксенона цезий-137 и цезий-135, находится в виде металла. Полученный сразу в виде цезия-134 (ксенон-134 стабильный) цезий находится в виде оксида или пероксида. Однако, изотопный обмен со временем стирает разницу, и становится невозможно разделить разные химические формы в смеси изотопов цезия. Обычное время установления изотопного равновесия составляет единицы дней, и эффекты Сцилларда-Чалмерса в ОЯТ невозможно обнаружить.

В конечном итоге, данное частное уравнение ядерно-химической реакции деления показывает, что осколки деления требуют от 3 до 4 атомов кислорода в правой части, тогда как в левой части имеется только 2 атома кислорода. Такое изменение степеней окисления во времени имеет жаргонное название окислительно-восстановительная раскачка, которая приводит к разрушению исходных диоксидов.

 

Барий-цезий-131 для брахитерапии

Примерно в 2000 году в ОРИП пришел заказ (продуктовый грант) на производство Cs-131 (9,7 сут) для брахитерапии. Изотоп нарабатывали (производили) в реакторе СМ-3 из бария, обогащенного по изотопу Ba-130, из которого накапливался Ba-131 (11,8 сут).

Для получения кондиционного препарата необходимо было сначала очистить барий-131 от суммы изотопов цезия, а затем «доить» кондиционный препарат Cs-131.

Все физики и химики прекрасно знали, что цезий летит из топлива, и собирается на краю газовой полости, поэтому первое предложение по очистке было очевидно – необходимо нагреть облученный барий, и весь цезий улетит.

Первые же эксперименты по отгонке цезия показали, что происходит великолепная очистка, буквально за считанные минуты. Этот эксперимент показал, что реакторный цезий прекрасно летит из карбонатной матрицы, даже не имея никаких предшественников в виде инертного газа. В какой форме улетает цезий – вопрос открытый, но то, что он летит – медицинский факт.

Через неделю, когда накопился чистый Cs-131, повторили отгонку. Но цезий никуда не полетел. Возможно, он улетел при выдержке? Решили растворить весь барий, и извлечь цезий другим способом, благо многие способы разделения щелочных и щелочноземельных элементов были разработаны еще 100-200 лет назад. Цезий оказался на месте. 

На разбор полетов пригласили и автора. Вопрос – цезий есть, но он не летит. Почему?

Объяснение. Для получения одинаковых результатов необходимо соблюдать одинаковые условия. Нужно имитировать условия получения цезия в реакторе - держать материал в инертной среде и при высоких температурах всё время, пока идет накопление новой партии цезия. Одинаковые условия дадут одинаковые химические формы цезия.

Для технолога нет особой важности, какова теория наблюдаемого процесса. Практическое значение имеет температура, состав газовой среды и давление газов, возможные примеси носителей, массы и концентрации получаемых препаратов. Кроме того, часто бывает, что радионуклид имеет несколько химических форм или неправильную стехиометрию соединений, и приходится создавать новые теории.

Так как обогащенный барий стоит изрядных денег, то необходимо было возвращать в цикл отработанный карбонат бария. При высокотемпературной отгонке нет никаких проблем с рециклом – погрели, отогнали цезий, и снова в реактор. Всё оборудование размещается на площадке размером листа А4. При химической переработке с полным растворением – нужна отдельная горячая камера, куча оборудования, круглосуточный сменный персонал, неизбежны потери материала. 

Получить цезий-131 на продажу и начать серийное производство в НИИАР не получилось. Проблемы социально-политические, а не технические. Руководство сменилось, и производство медицинских препаратов стало не нужно. Копеечный препарат, помещенный в иголочки, спасающий ежегодно сотни тысяч мужчин от мучений и неминуемой гибели, для россиян он оказался «чересчур хорош», тем более что практически не приносил прибыли.

Грантовые денежки были удачно потрачены, а далее менеджерам уже не интересно. Вскоре наступили времена суперпроектов «Прорыв» и Моли-Ди, кратного сокращения советского персонала и формирование курса Росатома на повышение прибыли предприятия. Было прекращено начавшееся было строительства Корпуса Медицинской Радиологии, который проектировали еще в конце 1980-х, и все дружно подались зарабатывать на идее «спасать мир от энергетического голода». 

Спустя лет 10 после гранта Cs-131, в 2011 «Прорыв» поставил задачу создания топлива с америцием-241. Этот радиоизотоп непонятно, где находится, и непонятно, как себя ведет. При этом альфа-активность Am-241 (расчет) превышает 50% всей альфа-активности ОЯТ БРЕСТ длительной выдержки, и проблема америция для  проекта «Прорыв» – проблема радиационной безопасности №1.

Очевидно, что нужны были дополнительные исследования поведения америция в процессе изготовления и облучения ЯТ, в процессе хранения ОЯТ, в процессе повторной радиохимической переработки. Ничего этого не было сделано, ни в НИИАР, ни в ВНИИНМ.

В 2019 году ГХК изготавливал МОКС из старого-престарого оружейного плутония. Несмотря на то, что доля массы 241 в плутонии изначально не превышала 2%, альфа-активность америция составила более 50% в суммарной альфа-активности выбросов предприятия [Экологический отчет ГХК 2019]. 

Студенты, изучающие историю ядерной физики, натыкаются на парадоксы или несоответствия обычным арифметическим расчетам.

Мы уже рассмотрели выше, что Изобары 137 массы, из которых образуется Цезий-137, а также другие изотопы цезия, проходят стадию нахождения в газовой фазе. Это приводит к «необъяснимой» сверхлетучести цезия.

Еще один вопрос, ответ на который не найти в учебниках.

Отто Ган открыл Барий. Какой конкретно изотоп бария открыл Ган? Как это он сделал? 

Начнем объяснение с того, что самые первые эксперименты с измерением масс осколков установили, что среднее соотношение масс тяжелого и легкого осколка равны ~1,45. Эксперимент проводился с тонкими фольгами из урана и алюминия.

В эксперименте осколки деления, застрявшие в алюминии, легко отделить механически от урановой фольги. Алюминиевые фольги затем по отдельности растворяли в щелочи.  Причем близлежащие слои алюминия, до 5-7 мкм, были мало радиоактивны, а осколки накапливались в слоях 9 и 14 мкм.

Первые физики-радиохимики таким простейшим способом разделяли облученный уран, легкие осколки и тяжелые осколки.

В дальнейшем, этот эксперимент стал основой для разработки технологии получения оружейного плутония, при которой более 99% осколков деления удалялись вместе с алюминием, практически механическим способом, без химических премудростей. Специально созданные конструкции облучательных устройств, из частиц диоксида урана и алюминиевого порошка, позволяли в одну операцию удалять 99% осколков деления от урана.

С высоты сегодняшнего дня, можно удивляться тому, что древние металлурги плутония не стали использовать технологии механического разделения тонких листов урана и алюминия. Почему? Потому что нашли более простые решения.

Эффект Сцилларда-Чалмерса очень сильно помог первым радиохимикам. При разделении ядерной керамики и щелочного раствора алюминия, на операции фильтрования, большинство осколков, нерастворимых в щелочи, оказывались в растворе в атомарном виде (коллоидная химия), и легко отделялись от порошка урана. После осветления «чернильного» раствора (все мелкие порошки имеют радикально черный цвет), мощность дозы снижалась более, чем в 100 раз.

 

Быстрый ядерный кипятильник

«Прорыв» не рассматривает реальные радиохимические технологии в своей концепции. Это, ИМХО, первопричина фиаско проекта «Прорыв» и 20 лет назад, и 10 лет назад, и сегодня.

При разработке технологий переработки ОЯТ, необходимо ставить на приоритетное место требования химика-технолога. Это очевидное и логичное умозаключение автору приходилось несколько раз слышать из уст расчетчиков и конструкторов реакторов, входящих в ЗЯТЦ:

- Дайте нам любой состав топлива, который вы сможете переработать, а мы сделаем из него активную зону!

Алюминиевый кермет позволяет разделить уран-плутоний от осколков деления. Все остальные виды топлива непригодны для скоростной радиохимии. Придется ждать снижения удельной активности ОЯТ в 100 раз, чтобы создать те же условия, что дает первая операция щелочной очистки на алюминиевом кермете. Две недели выдержки против 10 лет выдержки. Это было известно уже в 1944 году. Это актуально и в 2024 году. Природа вещей не меняется по воле человека, и законы природы остаются законами на все времена.

При обсуждении будущих типов реакторного топлива, которое может быть использовано в ЗЯТЦ БР, фактически природа дает только один вариант. От него и нужно было отталкиваться в концепциях ЗЯТЦ БР, в концепциях двухкомпонентной атомной энергетики, в концепциях многотоннажного производства плутония для космических миссий на другие звездные системы.

К сожалению или к счастью, алюминиевое топливо для БР не позволяет производить пар высоких параметров для эффективной паровой турбины. Быстрый реактор с алюминиевым керметом может работать как отличный кипятильник, обеспечивая холодные регионы ядерным теплом, но электрический КПД будет порядка 5-10%. Для России, в зимний период, это идеальное соотношение когенерации тепла/электричества, и небольшие быстрые реакторы для АТЭЦ очень актуальны, на период в несколько тысяч лет, пока не будут развиты технологии термоядерной электроэнергии.

К такому выводу пришли сотрудники проекта «Прорыв» во время международной радиохимической конференции в начале декабря 2010 года, когда финансирование проекта было неограниченно, когда японцы щедро финансировали проекты по скоростной переработке ОЯТ в НИИАР, когда атомное сообщество почти залечило в памяти рваные раны Чернобыля.

Через несколько дней ледяной дождь оборвал провода и повалил опоры ЛЭП, которая снабжает НИИАР электроэнергией. Толщина льда достигала 7 сантиметров, и по нему катались на коньках. Окрестные деревни остались без электричества на 2-4 недели. Лед наломал столько дров в регионе, что и через 15 лет по лесу невозможно пройти пешему человеку.

Через 3 месяца Япония потеряла Фукусиму, и вскоре остановила все свои 44 ГВт АЭС. Японские методы эффективной организации труда, которые сотрудники Росатома скрупулезно изучали и копировали, чтобы внедрить у себя самый передовой атомный опыт, стали сатирической пародией на безопасную атомную энергетику. 

В апреле 2011 мировая ветрогенерация обогнала атомную генерацию по установленной мощности. Ангела Меркель приняла решение о полном останове всех АЭС Германии, и немецкие зеленые потеряли стратегическую инициативу в борьбе против АЭС.

Автор в это время выступил на совещании по проекту «Прорыв» с предложением прекратить заведомо бессмысленные работы по проекту БРЕСТ, и направить средства на создание ветрогенераторов. Мягко говоря, предложение не было поддержано.

В 2018 году ВИЭ обогнала АЭС по произведенной электроэнергии.

С 2019 года Росатом стал заниматься евродровами и ветряными генераторами, купленными в Европе.

В 2024 мировые ВЭИ произвели в два раза больше электроэнергии, чем мировые АЭС. 

Сегодня «Прорыв» так и не смог оторваться от алюминиевого плутония (оружейный). Демонстрация успехов БН-800 основана на подлоге материалов, которые были изготовлены много десятилетий назад, и сегодня выдаются за инновации.

Реактор БН-800 загружен МОКС, в котором плутоний выделен из уран-алюминиевой композиции, по оружейным программам СССР. Получить плутоний из керамического (оксидного) топлива намного сложнее, на порядки опаснее, и требуется выдержка 10-30 лет, против выдержки от двух недель до нескольких месяцев. 

Когда закончится алюминиевый плутоний «Прорыв» будет остановлен. Миссия «Прорыв» на этом будет успешно выполнена, и Россия останется без оружейного плутония, заявленного как плутоний… избыточный… в количестве 34 тонны… 50 тонн…