Температура кипения плутония. Почему мы отказались от производства оружейного плутония? Нахождение плутония в природе

Плутоний-239, основной изотоп плутония, используемый в ядерных взрывных устройствах, получается в любом ядерном реакторе, работающем на урановом топливе при захвате нейтрона ядром урана-238. В России практически весь оружейный плутоний был наработан в специальных промышленных реакторах. Характерной особенностью промышленных реакторов является относительно невысокая степень использования топлива - характерное значение глубины выгорания составляет 400-600 МВт-дн/т. Это связано с тем, что при большей глубине выгорания в топливе образуется значительное количество изотопа плутония-240. Изотоп Ри-240 является довольно интенсивным излучателем спонтанных нейтронов и потому его присутствие значительно ухудшает качество плутония как оружейного материала.82 По классификации, принятой в США, оружейным плутонием считается материал с содержанием Ри-240 менее 5.8%.
Выделение плутония из отработавшего топлива осуществляется радиохимическими методами на специальных производствах. Из-за высокой радиоактивности отработавшего топлива все операции по его переработке ведутся с помощью дистанционных средств в "каньонах” с толстыми бетонными стенами. Процесс производства плутония сопровождается образованием больших объемов радиоактивных и токсичных отходов и требует создания сложной инфраструктуры для их обработки и захоронения.
Промышленные реакторы использовались для наработки и других ядерных оружейных материалов, в частности трития, используемого в составе тритий- дейтериевой смеси для усиления первичных узлов термоядерного оружия. Производство трития для оружейных целей как правило осуществляется в ядерном реакторе при облучении нейтронами ядер изотопа лития-6.83 Наработанный тритий выделяется из литиевых мишеней при их обработке в вакуумной печи и очищается химическими методами. В начальные годы развития ядерного арсенала в реакторах также нарабатывался полоний-210, использовавшийся при производстве бериллий-полониевых нейтронных источников, необходимых для инициирования цепной реакции при подрыве ядерного заряда. (В последующие годы бериллий-полониевые инициаторы были заменены внешними системами нейтронного инициирования на основе электростатических трубок.)84 Наработка полония осуществлялась посредством облучения нейтронами мишеней из висмута.
Развитие реакторной технологии
Для производства плутония в СССР использовались в основном реакторы канального типа, использующие в качестве замедлителя нейтронов графит, и охлаждаемые водой, прокачиваемой по каналам с топливными элементами. Топливо - блочки природного металлического урана в алюминиевой оболочке - загружалось в вертикальные технологические каналы, проделанные в графитовой кладке ре
акторной зоны. Для выравнивания радиального распределения мощности и потоков нейтронов в реакторной зоне водо-графитных промышленных реакторов по ее периферии располагались каналы с топливом из высокообогащенного урана.
Всего в СССР было сконструировано три поколения графитовых реакторов. Реактором первого поколения является реактор А, пущенный в эксплуатацию в июне 1948 г. в Челябинске-40 (впоследствии Челябинск-65). Спроектированный Н. А. Доллежалем реактор имел мощность 100 МВт (позднее она была доведена до 900 МВт). Охлаждение реактора осуществлялось по прямоточной схеме -вода- охладитель забиралась из внешнего источника, прокачивалась через реакторную зону и сбрасывалась в окружающую среду. Топливо (около 150 т урана) располагалось в вертикальных каналах 1353-тонной графитовой кладки.85
Реактор второго поколения (например, реактор АВ-1, пущенный в эксплуатацию в 1950 г.) представлял собой вертикальный цилиндр графитовой кладки с вертикальными каналами для топлива и управляющих стержней. По сравнению с реактором А, АВ-1 имел большую мощность и был более безопасным. Как и реактор А, реакторы второго поколения были прямоточными и использовались исключительно для наработки оружейного плутония.86
Реакторы третьего поколения, построенные после 1958 г., проектировались как реакторы двойного назначения.88 Представителями реакторов третьего поколения являются работающие до настоящего времени реакторы серии АДЭ. Каждый такой реактор имеет мощность около 2000 МВт и нарабатывает примерно 0.5 т оружейного плутония в год. Получаемый в процессе работы пар используется для производства примерно 350 МВт тепла и 150 МВт электричества. В отличие от реакторов первого и второго поколений, реакторы третьего поколения имеют двухконтурную систему охлаждения с замкнутой циркуляцией воды по первому контуру, теплообменник, парогенератор, и турбину для производства электричества.

Мощность	до 2000 Мвт
Производство электроэнергии	150-200 Мвт (э)
Производство тепла	300-350 Гкал/ч
Замедлитель	графит
Теплоноситель	вода
Число каналов	2832
Число топливных элементов в канале	66-67
300-350 т
75 кг
Глубина выгорания топлива	600-1000 МВт-дн/т
Топливная композиция (природный уран)	металлический природный уран
Топливная композиция (ВОУ)	дисперсное (8.5% U02 в алюминиевой матрице)
Диаметр стержня	35 мм
Материал оболочки	алюминиевый сплав
Толщина оболочки	gt; 1 мм
Хранение отработавшего топлива	мокрое
Стандартное время хранения	6 месяцев
Максимально допустимое время хранения	18 месяцев

Табл. 3-2. Характеристики реактора АДЭ87

Развитие радиохимической технологии
Развитие отечественной школы радиохимии началось в Радиевом институте АН СССР под руководством академика В. Г. Хлопина. В 1946 г. в РИАНе была предложена первая в стране ацетатно-фторидная технология промышленного выделения плутония и урана из облученного уранового топлива. Технология была проверена и отработана на опытной радиохимической установке У-5 в институте НИИ-9 и внедрена на первом радиохимическом заводе (завод Б) в Челябинске-40 (впоследствии Челябинск-65).
На начальном этапе эксплуатации химический передел завода Б основывался на окислительно-восстановительном процессе ацетатного осаждения уранил- триацетата. Этот процесс проходил в две стадии - на первой осуществлялась очистка плутония и урана от продуктов деления и отделение плутония от урана в ходе ацетатного осаждения. На второй стадии осуществлялся аффинаж (доочистка) плутония при его осаждении с помощью фторида лантана.
Радиохимическая технология постоянно совершенствовалась с целью повышения ее безопасности, полноты извлечения и чистоты плутония и урана и снижения расхода материалов и объемов образующихся отходов. Вследствие высокой химической агрессивности фтора, использование лантанно-фторидной технологии было дорогим и небезопасным. Поэтому при разработке второго радиохимического завода (завод ББ), построенного в Челябинске-40 в конце 50-х годов, было решено отказаться от лантанно-фторидной технологии в пользу использования двойного цикла ацетатного осаждения. Ацетатная технология, однако, также была весьма дорогостоящей, приводила к большим объемам растворов и отходов и требовала создания целого ряда вспомогательных производств. Поэтому в начале 60-х годов второй цикл ацетатного осаждения (на стадии аффинажа плутония) был заменен сорбционными методами, основанными на селективном поглощении плутония ионно-обменными смолами. Введение сорбционной технологии значительно повысило качество продукции завода. Однако использование новой технологии оказалось небезопасным и, после взрыва сорбционной колонны, произошедшего в Челябинске в 1965 г.,90 было решено начать работы по внедрению экстракционных технологий. (Первые исследования по экстракционным технологиям были начаты в конце 40-х годов.) Экстракционные технологии стали основой господствующей в настоящее время схемы переработки отработавшего реакторного топлива типа Пурекс (Purex) и используются на всех радиохимических заводах России. Пурекс представляет собой многостадийный процесс, основанный на селективной экстракции плутония и урана с помощью трибутилфос- фата.
В создании радиохимических технологий принимали участие многие институты и организации. Научные разработки и отработка радиохимических технологий велись в Радиевом институте, ВНИИ неорганических материалов, ВНИИ химической технологии.91 Основные конструкторские разработки и производство оборудования осуществлялись Свердловским НИИ химического машиностроения. Проектные решения проходили экспертизу или разрабатывались расположенным в Ленинграде Всесоюзным научно-исследовательским и проектным институтом энерготехнологий (ВНИПИЭТ). Основную тяжесть по проверке научно- технических решений и внедрении технологий несли непосредственно комбинаты по производству плутония.
Комплекс по производству плутония
Промышленное производство плутония осуществлялось интегрированным комплексом трех комбинатов: Челябинск-65, Томск-7 и Красноярск-26.

Челябинск-65 (ПО "Маяк")
Комбинат Челябинск-65, известный в настоящее время как ПО "Маяк",92 расположен на севере Челябинской области в г. Озерск. Основанный в 1948 г., комбинат был первым в СССР комплексом по производству плутония и плутониевых изделий. Наработка плутония осуществлялась пятью уран-графитовыми реакторами (А, ИР-АИ, АВ-1, АВ-2 и АВ-3), пущенными между 1948 и 1955 гг.93 В период между 1987 и 1990 гг. все уран-графито вые реакторы были остановлены. В настоящее время они используются для научных наблюдений и готовятся к демонтажу. В состав реакторного завода в разное время входили (и входят) реакторы и других типов, использовавшиеся для производства трития и других изотопов.
Облученное топливо промышленных реакторов перерабатывалось на входившем в состав комбината радиохимическом заводе (завод Б). Радиохимический завод начал переработку облученного урана 22 декабря 1948 г. и первые годы его эксплуатации были исключительно трудными. Отсутствие опыта и знаний, несовершенство технологий и аппаратуры, высокая коррозионность и радиоактивность технологических растворов обуславливали высокую аварийность и переоблучение персонала.94 Завод был неоднократно реконструирован в начале 50-х годов и продолжал устойчиво работать до 1959 г. С этого момента объемы производства начали снижаться и в начале 60-х годов завод был остановлен. Впоследствии на месте завода Б был построен радиохимический завод РТ-1.
Переработка топлива промышленных реакторов была продолжена на заводе ББ. Строительство завода ББ, проектировавшегося для замещения первого радиохимического производства, было начато в 1954 г. и полностью закончено в сентябре 1959 г. В 1987 г., после остановки двух из пяти нарабатывавших плутоний реакторов, завод ББ был остановлен и выделение оружейного плутония в Челябинске-65 было прекращено. Между 1987 и 1990 гг. облученное топливо продолжавших работать промышленных реакторов направлялось для переработки на радиохимический завод в Томске-7.
Плутониевая продукция радиохимических заводов передавалась на химикометаллургический завод В. Завод В был построен в 1948 г. для производства металлического плутония и деталей ядерных боеприпасов.95 Вторая очередь завода позволила изготавливать оружейные детали из урана. В настоящее время завод продолжает работы по переработке делящихся оружейных материалов и производству деталей боеприпасов. В 1997 г. завод, как и химико-металлургическое производство в Томске-7, включился в работу по разобогащению оружейного урана.
Кроме производства плутония, в Челябинске-65 было налажено производство трития и других специальных изотопов.96 С 1951 г. в этих целях использовался 50-МВт реактор АИ, использовавший в качестве топлива уран с обогащением 2%. Несколько позднее наработка трития была организована в тяжеловодных реакторах, первым из которых был реактор ОК-180.97 (Производство трития на ОК-180 началось, по всей видимости, только после 1954 г.) 27 декабря 1955 г. был принят в эксплуатацию второй тяжеловодный реактор-ОК-190. Эти реакторы были остановлены в 1965 и 1986 гг. и им на смену пришли две новые установки. В 1979 г. в эксплуатацию был пущен" легководный (водо-водяной) реактор "Руслан", а в 1986-1987 гг. начал работу тяжеловодный реактор "Людмила".98 Реакторы "Руслан" к "Людмила" продолжают использоваться для производства трития, изотопного сырья для радиоизотопного завода (плутония-238, кобальта-60, углерода-14, иридия-192 и других) и радиационно-легированного кремния.
Выделение изотопов осуществляется комплексом завода РТ-1. Облученное с целью производства трития топливо передается на входящий в состав ПО “Маяк" тритиевый завод-единственное в стране предприятие по производству
трития и тритиевых узлов для ядерного оружия." Изотопная продукция поступает на радиоизотопный завод (в эксплуатации с 1962 г.) для выпуска альфа-, гамма- и бета-источников радиоизлучения, термических генераторов на основе плутония-238 и стронция-90 и широкого набора радионуклидов.100
Комбинат "Маяк" является важным звеном топливного цикла реакторов АЭС и других реакторных установок. Значительная часть инфраструктуры старого оборонного завода Б вошла в состав радиохимического завода РТ-1, пущенного в эксплуатацию в 1976 г. Первая линия РТ-1 была спроектирована для переработки высокообогащенного уран-алюминиевого топлива промышленных и судовых реакторов. В 1978 г. завод начал переработку топлива реакторов ВВЭР-440. В настоящее время три технологические линии РТ-1 используются для переработки топлива реакторов ВВЭР-440 и БН-600, топлива транспортных и исследовательских реакторов и ВОУ топлива промышленных реакторов. Переработка топлива осуществляется по схеме Пурекс. В состав завода также входят сооружения приемки и промежуточного хранения отработавшего топлива, установки для хранения, переработки и остекловывания радиоактивных отходов и хранилища выделенных урана и плутония. Завод РТ-1 способен ежегодно перерабатывать 400 т топлива реакторов АЭС и 10 т топлива транспортных реакторов (20-30 реакторных зон транспортных установок в год).
Помимо переработки топлива, в сферу деятельности РТ-1 входят работы по обращению с радиоактивными отходами и опытные работы на исследовательских

Реактор		Тип	Назначение	Мощность Мвт
ПО “Маяк" (Челябинск-65)
А	1948-1987	водо-графитовый, прямоточный	плутоний	100/900
ИР-АИ	1951-1987	водо-грэфитовый, прямоточный	плутоний	50/500
АВ-1	1950-1989	водо-графитовый, прямоточный	плутоний	300/1200
АВ-2	1951-1990	водо-графитовый, прямоточный	плутоний	300/1200
АВ-3	1952-1990	водо-графитовый, прямоточный	плутоний, тритий	300/1200
ОК-180	1951-1965	тяжеловодный	тритий	100?
ОК-1ЭО	1955-1986	тяжеловодный	тритий	100?
Руслан	1979-н.в.	водо-водяной	тритий, изотопы	Нет данных
Людмила	1986-н.в.	тяжеловодный	тритий, изотопы	нет данных
Сибирский химический комбинат (Томск-7)
И-1	1955-1990	водо-графитовый, прямоточный	плутоний	600/1200
ЭИ-2	/>1956-1990		плутоний	600/1200
АДЭ-3	1961-1992	водо-графитовый, двухконтурный	плутоний	1600/1900
АДЭ-4	1964-н.в.	водо-графитовый, двухконтурный	плутоний	1600/1900
АДЭ-5	1965-н.в.	водо-графитовый, двухконтурный	плутоний	1600/1900
Горно-химический комбинат (Красноярск-26)
АД	1958-1992	водо-графитовый, прямоточный	плутоний	1600/1800
АДЭ-1	1961-1992	водо-графитовый, прямоточный	плутоний	1600/1800
АДЭ-2	1964-н.в.	водо-графитовый, двухконтурный	плутоний	1600/1800

Табл. 3-3. Построенные в СССР промышленные реакторы

и полупромышленных установках по производству смешанного уран-плутониево- го оксидного топлива (МОКС топливо). В Челябинске-65 было начато строительство завода по производству плутониевого топлива для быстрых реакторов (Цех 300).101 Строительство наполовину построенного завода было заморожено в 1989 г.
Челябинск-65 является одной из основных площадок, осуществляющих хранение делящихся материалов. На заводе РТ-1 хранится примерно 30 т энергетического плутония.102 На комбинате также хранится значительное количество оружейных делящихся материалов, извлеченных из ликвидируемых ядерных боеприпасов. Летом 1994 г. в Челябинске-65 было начато строительство центрального хранилища для оружейных урана и плутония, высвобожденных при демонтаже ядерного оружия. Предполагается, что первая очередь хранилища, способная принять 25 тысяч контейнеров с оружейными материалами, будет пущена в эксплуатацию в 1999 г.; строительство второй очереди увеличит вместимость хранилища до 50 тысяч контейнеров. Согласно проекту, разработанному Санкт-Петербургским институтом ВНИПИЭТ, хранилище должно обеспечить безопасное хранение материалов в течение 80-100 лет.103
Комбинат обладает широкой научно-технической базой для поддержки работы основных производств, которая включает в себя центральную заводскую лабораторию, приборный завод, инструментальный завод, машиноремонтный цех и специализированное стройуправление. В городе действует отделение Московского инженерно-физического института-головного вуза страны в области прикладной ядерной физики.
Томск-7 (Сибирский химический комбинат)
Сибирский химический комбинат в Томске-7104 был основан в 1949 г. как комплекс по производству оружейных делящихся материалов и деталей из них. Наработка плутония в Томске-7 осуществлялась пятью реакторами: И-1, ЭИ-2, АДЭ-3, АДЭ-4, и АДЭ-5. Реактор И-1, пущенный в эксплуатацию 20 ноября г., являлся прямоточным по конструкции и использовался исключительно для наработки плутония. В сентябре 1958 г. и июле 1961 г. на комбинате начали работать реакторы ЭИ-2 и АДЭ-3 соответственно. Реакторы АДЭ-4 и АДЭ-5 были введены в эксплуатацию в 1965 и 1967 гг. За исключением И-1, все реакторы Томска-7 имели замкнутую схему теплосъема и использовались как для наработки плутония, так и для производства тепла и электричества.
Первые три реактора в Томске-7 были остановлены 21 августа 1990 г. (И-1), 31 декабря 1990 г. (ЭИ-2) и 14 августа 1992 г. (АДЭ-3). Два остающихся в эксплуатации реактора имеют суммарную мощностью 3800 МВт и вырабатывают 660- 700 МВт тепла и 300 МВт электричества. Тепловая энергия используется для теплоснабжения Северска (Томск-7) и близрасположенного Томска, а также для производственных нужд СХК и находящегося по соседству нефтехимического комплекса.
В настоящее время отработавшее топливо промышленных реакторов СХК перерабатывается на входящем в состав комбината радиохимическом заводе, который был введен в эксплуатацию в 1956 До 1983 г. переработка топлива осуществлялась по ацетатной схеме. После этого завод был переведен на технологию Пурекс.
До недавнего времени выделенный на радиохимическом заводе плутоний поступал на химико-металлургический завод Томска-7 для перевода в металлическую форму, легирования и производства деталей боеприпасов.105 По всей видимости свеженаработанный плутоний смешивался с плутонием из снятых с вооружения боезарядов для поддержания на приемлемом уровне концентрации
америция-241 в плутонии.106 Начиная с октября 1994 г. свеженаработанный плутоний переводится в форму двуокиси и направляется на хранение.
Другой участок химико-металлургического завода ведет работы по обработке высокообогащенного урана и производству из него оружейных деталей. В 1994- гг. здесь же были начаты операции перевода высокообогащенного оружейного урана в уран низкого обогащения в рамках российско-американского соглашения о продаже ВОУ. Выполняемая в Томске-7 часть работ включает в себя перевод металлического урана в окисную форму. Значительная часть урана проходит через передел радиохимической переработки для удаления химических загрязнителей (легирующих материалов, остатков продуктов деления и трансурановых элементов). Очищенный порошок окиси урана упаковывается в герметичные контейнеры и направляется в Свердловск-44 и Красноярск-45 для фторирования и разобогащения. В конце 1996 г. в Томске-7 также начал действовать производственный участок по фторированию и разобогащению урана.107
Красноярск-26 (Горно-химический комбинат)
Комбинат в Красноярске-26108 был создан в феврале 1950 г.109 для производства оружейного плутония. Отличительной особенностью реакторного и радиохимического заводов и связанных с ними цехов, лабораторий и складских помещений Красноярска-26 является их размещение в многоуровневой системе туннелей внутри горного массива, на глубине 200-250 м под землей.
Реакторный завод Красноярска-26 был пущен в эксплуатацию 25 августа 1958 г. и к 1964 г. на комбинате действовало три графитовых реактора (АД, АДЭ-1, АДЭ-2). В 1964 г. в Красноярске-26 начал работать радиохимический завод. (С 1958 по 1964 г. отработавшее топливо реакторов перерабатывалось на заводах Челябинска-65 и/или Томска-7.) Двуокись плутония - конечный продукт комбината-передавалась на химико-металлургические заводы Челябинска-65 и/или Томска-7 для производства металлического плутония и оружейных деталей. Начиная с октября 1994 г. выделенный плутоний в форме оксида хранится на складах комбината.
Два прямоточных реактора Красноярска-26 (АД и АДЭ-1) были остановлены в 1992 г.11 Третий реактор имеет двухконтурную систему охлаждения и по своей конструкции аналогичен действующим реакторам Томска-7. Как и в случае Томска-7, реактор производит тепло для местного населения и не может быть остановлен без постройки замещающих мощностей.
В 1972 г. были начаты работы по проектированию комплекса радиохимического завода РТ-2 в Красноярске-26. В соответствии с проектом завод РТ-2 должен осуществлять радиохимическую переработку топлива реакторов ВВЭР-1000. Строительство первой очереди завода-хранилища отработавшего реакторного топлива -началось в 1976 г. на наземной площадке находящейся в 4-5 км к северу от подземного комплекса. Хранилище вместимостью 6000 т топлива было введено в эксплуатацию в декабре 1985 г. и к 1995 г. было заполнено на 15-20%.ш Строительство второй очереди РТ-2 -радиохимического завода производительностью 1500 т/год-также началось в конце 70-х годов. Однако, вследствие недостаточного финансирования и противодействия местного экологического движения, в 1989 г. строительство завода (построенного на 30%) было заморожено. Несмотря на решение правительства России о необходимости завершения строительства, принятое в феврале 1995 г.,112 будущее завода РТ-2 представляется неясным.

Но по мере работы реактора оружейный изотоп плутония быстро выгорает, в итоге в реакторе накапливается большое количество изотопов 240 Pu, 241 Pu и 242 Pu, образующихся при последовательных захватах нескольких нейтронов - так как глубина выгорания обычно определяется экономическими факторами. Чем меньше глубина выгорания, тем меньше изотопов 240 Pu, 241 Pu и 242 Pu, будет содержать плутоний, выделенный из облучённого ядерного топлива, но тем меньшее количество плутония в топливе образуется.

Специальное производство плутония для оружия, содержащего почти исключительно 239 Pu, требуется, в основном, потому, что изотопы с массовыми числами 240 и 242 создают высокий нейтронный фон , затрудняющий конструирование эффективных ядерных боеприпасов, кроме того, 240 Pu и 241 Pu имеют существенно меньший период полураспада , чем 239 Pu, из-за чего плутониевые детали нагреваются, и в конструкцию ядерного боеприпаса приходится дополнительно вводить элементы теплоотвода. Дополнительно, продукты распада тяжёлых изотопов портят кристаллическую решётку металла, что может привести к изменению формы деталей из плутония, что чревато отказом ядерного взрывного устройства.

В принципе, все эти затруднения преодолимы, и были успешно испытаны ядерные взрывные устройства из «реакторного» плутония, однако, в боеприпасах, где не последнюю роль играет компактность, малый вес, надёжность и долговечность, применяется исключительно специально произведённый оружейный плутоний. Критическая масса металлических 240 Pu и 242 Pu весьма велика, 241 Pu - несколько больше, чем у 239 Pu.

Производство

Утилизация

С конца 1990-х США и Россия разрабатывали соглашения по утилизации избыточного оружейного плутония .

См. также

Примечания

1. Critical mass // European nuclear society (англ.)
2. СОГЛАШЕНИЕ между Правительством Российской Федерации и Правительством Соединенных Штатов Америки о сотрудничестве в отношении реакторов, производящих плутоний (с изменениями на 12 марта 2003 года) , подготовлено АО "Кодекс"
3. В Железногорске был закрыт последний в стране реактор, производивший оружейный плутоний последние полвека. (неопр.) . Проверено 10 ноября 2014.
4. Ivan Fursov . Uranium diet: US nuclear power industry could face fuel shortage (англ.) , RT (September 25, 2013). Проверено 27 декабря 2013. «Production of military-grade plutonium has also been stopped in both the US (in 1988) and Russia (in 1994).».
5. О международном сотрудничестве России в области утилизации избыточного оружейного плутония / МИД РФ, Департамент по вопросам безопасности и разоружения МИД Российской Федерации, 11-03-2001
6. Убеев А. В. Соглашение об утилизации плутония / Ядерное нераспространение: Краткая энциклопедия, ПИР-центр
7. 2000 Plutonium Management and Disposition Agreement / State.gov, Office of the Spokesman, April 13, 2010 (англ.)
8. Подписан закон о ратификации Соглашения между правительствами России и США об утилизации плутония, не являющегося более необходимым для целей обороны // kremlin.ru, 7 июня 2011
9. kremlin.ru,

Оружейный плутоний - это плутоний в форме компактного металла, содержащий не менее 93,5 % изотопа 239Pu. Предназначается для создания ядерного оружия.

1.Название и особенности

«Оружейным» его называют, чтобы отличить от «реакторного». Плутоний образуется в любом ядерном реакторе, работающем на природном или низкообогащённом уране, содержащем в основном изотоп 238U, при захвате им избыточных нейтронов. Но по мере работы реактора оружейный изотоп плутония быстро выгорает, в итоге в реакторе накапливается большое количество изотопов 240Pu, 241Pu и 242Pu, образующихся при последовательных захватах нескольких нейтронов - так как глубина выгорания обычно определяется экономическими факторами. Чем меньше глубина выгорания, тем меньше изотопов 240Pu, 241Pu и 242Pu, будет содержать плутоний, выделенный из облучённого ядерного топлива, но тем меньшее количество плутония в топливе образуется.

Специальное производство плутония для оружия, содержащего почти исключительно 239Pu, требуется, в основном, потому, что изотопы с массовыми числами 240 и 242 создают высокий нейтронный фон, затрудняющий конструирование эффективных ядерных боеприпасов, кроме того, 240Pu и 241Pu имеют существенно меньший период полураспада, чем 239Pu, из-за чего плутониевые детали нагреваются, и в конструкцию ядерного боеприпаса приходится дополнительно вводить элементы теплоотвода. Даже чистый 239Pu теплее человеческого тела. Дополнительно, продукты распада тяжёлых изотопов портят кристаллическую решётку металла, что может привести к изменению формы деталей из плутония, что чревато отказом ядерного взрывного устройства.

В принципе, все эти затруднения преодолимы, и были успешно испытаны ядерные взрывные устройства из «реакторного» плутония, однако, в боеприпасах, где не последнюю роль играет компактность, малый вес, надёжность и долговечность, применяется исключительно специально произведённый оружейный плутоний. Критическая масса металлических 240Pu и 242Pu весьма велика, 241Pu - несколько больше, чем у 239Pu.

2.Производство

В СССР производство оружейного плутония осуществлялось сначала на комбинате «Маяк» в г. Озёрск (ранее Челябинск-40, Челябинск-65), затем на Сибирском химическом комбинате в г. Северск (ранее Томск-7), позже в эксплутатацию был введён Красноярский горно-химический комбинат в г. Железногорск (известен также, как Соцгород и Красноярск-26). Производство оружейного плутония в России было прекращено в 1994 году. В 1999 году были остановлены реакторы в Озёрске и Северске, в 2010 году остановлен последний реактор в Железногорске.

В США оружейный плутоний производился в нескольких местах, например, в таких как Хэнфордский комплекс, расположенный в штате Вашингтон. Производство было закрыто в 1988 году.

3.Синтез новых элементов

Преобразование одних атомов в другие происходит при взаимодействии атомных или субатомных частиц. Из таковых доступны в больших количествах только нейтроны. Гигаваттный ядерный реактор производит около 3.75 кг (или 4*1030) нейтронов в течении года.

4.Производство плутония

Атомы плутония образуются в результате цепи атомных реакций, начинающихся с захвата нейтрона атомом урана-238:

U238 + n -> U239 -> Np239 -> Pu239

или, более точно:

0n1 + 92U238 -> 92U239 -> -1e0 + 93Np239 -> -1e0 + 94Pu239

При продолжении облучения некоторые атомы плутония-239 способны в свою очередь захватить нейтрон и превратиться в более тяжелый изотоп плутоний-240:

Pu239 + n -> Pu240

Чтобы получать плутоний в достаточном количестве, нужны сильнейшие нейтронные потоки. Такие как раз создаются в атомных реакторах. В принципе, любой реактор является источником нейтронов, но для промышленного производства плутония естественно использовать специально разработанный для этого.

Самый первый в мире промышленный реактор по производству плутония - B-реактор в Хэнфорде. Заработал 26 сентября 1944, мощность - 250 МВт, производительность - 6 кг плутония в месяц. Он содержал около 200 тонн металлического урана, 1200 тонн графита и охлаждался водой со скоростью 5 кубометров/мин.

Панель загрузки хэнфордского реактора кассетами с ураном:

Схема его работы. В реакторе для облучения урана-238 создаются нейтроны в результате стационарной цепной реакции деления ядер урана-235. В среднем на одно деление U-235 возникает 2.5 нейтрона. Для поддержания реакции и одновременной наработки плутония необходимо, чтобы в среднем один или два нейтрона поглотились бы U-238, а один вызвал бы деление следующего атома U-235.

Нейтроны, возникающие при делении урана обладают очень большими скоростями. Атомы урана устроены таким образом, что захват быстрых нейтронов ядрами и U-238 и U-235 маловероятен. Поэтому быстрые нейтроны испытав несколько соударений с окружающими атомами постепенно замедляются. При этом ядра U-238 так сильно поглощают такие нейтроны (промежуточных скоростей), что ничего не остается для деления U-235 и поддержания цепной реакции (U-235 делится от медленных, тепловых нейтронов).

С этим борется замедлитель, окружающее блоки с ураном какое-нибудь легкое вещество. В нем нейтроны тормозятся без поглощения, испытывая упругие столкновения, в каждом из которых теряется малая часть энергии. Хорошими замедлителями являются вода, углерод. Таким образом, замедленные до тепловых скоростей нейтроны путешествуют по реактору, пока не вызовут деление U-235 (U-238 поглощает их очень слабо). При определенной конфигурации замедлителя и урановых стержней создадутся условия для поглощения нейтронов и U-238 и U-235.

Изотопный состав получаемого плутония зависит от длительности нахождения в реакторе урановых стержней. Значительное накопление Pu-240 происходит в результате длительного облучения кассеты с ураном. При маленьком времени нахождения урана в реакторе получается Pu-239 с незначительным содержанием Pu-240.

Pu-240 вреден для производства оружия по следующим причинам:

1. Он менее делящийся материал, чем Pu-239, поэтому требуется чуть большее количество плутония для изготовления оружия.

2. Вторая, гораздо более важная причина. Уровень спонтанного деления у Pu-240 гораздо выше, что создает сильный нейтронный фон.

В самые первые годы разработки атомного оружия испускание нейтронов (сильный нейтронный фон) было проблемой на пути к надежному и эффективному заряду из-за преждевременной его детонации. Сильные потоки нейтронов делали сложным или невозможным сжатие ядра бомбы, содержащего несколько килограммов плутония, в надкритичное состояние - до этого оно разрушалось сильнейшим, но все-таки не максимально возможным энерговыходом. Приход смешанных ядер - содержащих высокообогащенный U-235 и плутоний (в конце 1940-х) - преодолел это затруднение, когда стало возможным применять относительно маленькое количество плутония в по большей части урановых ядрах. Следующее поколение зарядов - устройства с усилением за счет синтеза (в середине 1950-х) полностью исключили это затруднение, гарантируя высокое выделение энергии, даже при маломощных начальных зарядах деления.

Плутоний, производящийся в специальных реакторах, содержит относительно небольшой процент Pu-240 (<7%), плутоний "оружейного качества"; в реакторах АЭС отработанное ядерное топливо имеет концентрацию Pu-240 более 20%, плутоний "реакторного качества".

В реакторах специального назначения уран находится относительно небольшой промежуток времени, в течении которого выгорает не весь U-235 и не весь U-238 переходит в плутоний, зато образуется и меньшее количество Pu-240.

Имеются две причины для производства плутония с низким содержанием Pu-240:

Экономическая: единственная причина существования плутониевых спецреакторов. Распад плутония в результате деления или превращение его в менее делящийся Pu-240 уменьшают отдачу и увеличивают стоимость производства (вплоть до точки, где его цена будет балансировать с ценой обработки облученного топлива с маленькой концентрацией плутония).

Сложность обращения: хотя испускание нейтронов не является такой уж серьезной проблемой для конструкторов оружия, оно может создать сложности в производстве и с обращением с таким зарядом. Нейтроны создают дополнительный вклад в профессиональное облучение тех, кто собирает или обслуживает оружие (сами нейтроны не обладают ионизирующем действием, но они создают протоны, способные на это). В действительности заряды, предполагающие непосредственный контакт с людьми, например Davy Crocket, могут потребовать по этой причине сверхчистого плутония с низким уровнем испускания нейтронов.

Непосредственная отливка и обработка плутония выполняется вручную в герметичных камерах с перчатками для оператора. Вроде таких:

Это подразумевает совсем небольшую защиту человека от испускающего нейтроны плутония. Поэтому плутоний с большим содержанием Pu-240 обрабатывается только манипуляторами либо жестко ограничивается время работы с ним каждого работника.

По всем этим причинам (радиоактивность, худшие свойства Pu-240) объясняется, почему плутоний реакторного качества не применяется для изготовления оружия - дешевле нарабатывать оружейный плутоний в спец. реакторах. Хотя и из реакторного тоже, по всей видимости, можно изготовить ядерное взрывное устройство.

Плутониевое кольцо

Это кольцо из электролитически очищенного металлического плутония (чистота более 99.96%). Типичное из колец, подготавливаемых в Лос-Аламосе и отправляемых в Роки Флетс для изготовления оружия, до недавнего приостановления его производства. Масса кольца 5.3 кг, достаточная для изготовления современного стратегического заряда, диаметр - примерно 11 см. Кольцевая форма важна для обеспечения критической безопасности.

Отливка из плутониево-галлиевого сплава, рекуперированного из оружейного ядра:

Плутоний во время Манхэттенского проекта

Исторически первые 520 миллиграмм металлического плутония, произведенные Тедом Мейджелом (Ted Magel) и Ником Далласом (Nick Dallas) в Лос-Аламосе 23 марта 1944:

Пресс для горячего прессования плутониево-галлиевого сплава в виде полусфер. Этот пресс использовался в Лос-Аламосе для изготовления плутониевых ядер для зарядов, взорванных в Нагасаки и в операции Тринити.

Отлитые на нем изделия:

Дополнительные побочные изотопы плутония

Захват нейтрона не сопровождающийся при этом актом деления создает новые изотопы плутония: Pu-240, Pu-241 и Pu-242. Последнии два накапливаются в незначительных количествах.

Pu239 + n -> Pu240

Pu240 + n -> Pu241

Pu241 + n -> Pu242

Возможна и побочная цепочка реакций:

U238 + n -> U237 + 2n

U237 -> (6.75 дней, бета-распад) -> Np237

Np237 + n -> Np238

Np238 -> (2.1 дня, бета-распад) -> Pu238

Общую меру облученности (отработанности) топливного элемента можно выразить в мегаватт-днях/тонну (МВт-день/т). Плутоний оружейного качества получается из элементов, с небольшим количеством МВт-день/т, в нем образуется меньше побочных изотопов. Топливные элементы в современных водо-водяных реакторах достигают уровня в 33 000 МВт-день/т. Типичная экспозиция в оружейном бридерном (с расширенным воспроизводством ядерного горючего) реакторе 1000 МВт-день/т. Плутоний в Хэнфордских реакторах с графитовым замедлителем облучается до 600 МВт-день/т, в Саванне на реакторе на тяжелой воде производится плутоний такого же качества при 1000 МВт-день/т (возможно из-за того, что часть нейтронов уходит на образование трития). Во время Манхэттенского проекта топливо из природного урана получало всего 100 МВт-день/т, таким образом, получался очень высококачественный плутоний-239 (всего 0.9-1% Pu-240, остальные изотопы еще в меньших количествах).

Похожая информация.

Плутоний
Атомный номер	94
Внешний вид простого вещества
Свойства атома
Атомная масса (молярная масса)	244,0642 а. е. м. ( /моль)
Радиус атома	151 пм
Энергия ионизации (первый электрон)	491,9(5,10) кДж /моль (эВ)
Электронная конфигурация	5f 6 7s 2
Химические свойства
Ковалентный радиус	n/a пм
Радиус иона	(+4e) 93 (+3e) 108 пм
Электроотрицательность (по Полингу)	1,28
Электродный потенциал	Pu←Pu 4+ -1,25В Pu←Pu 3+ -2,0В Pu←Pu 2+ -1,2В
Степени окисления	6, 5, 4, 3
Термодинамические свойства простого вещества
Плотность	19,84 /см ³
Молярная теплоёмкость	32,77 Дж /( ·моль)
Теплопроводность	(6,7) Вт /( ·)
Температура плавления	914
Теплота плавления	2,8 кДж /моль
Температура кипения	3505
Теплота испарения	343,5 кДж /моль
Молярный объём	12,12 см ³/моль
Кристаллическая решётка простого вещества
Структура решётки	моноклинная
Параметры решётки	a=6,183 b=4,822 c=10,963 β=101,8
Отношение c/a	—
Температура Дебая	162

Плутоний — радиоактивный химический элемент группы актиноидов, широко использовавшийся в производстве ядерного оружия (т. н. «оружейный плутоний»), а также (экспериментально) в качестве ядерного топлива для атомных реакторов гражданского и исследовательского назначения. Первый искусственный элемент, полученный в доступных для взвешивания количествах (1942 г.).

В таблице справа приведены основные свойства α-Pu — основной аллотропной модификации плутония при комнатной температуре и нормальном давлении.

История плутония

Изотоп плутония 238 Pu был впервые искусственно получен 23 февраля 1941 года группой американских ученых во главе с Гленном Сиборгом путем облучения ядер урана дейтронами. Примечательно, что только после искусственного получения плутоний был обнаружен в природе: в ничтожно малых количествах 239 Pu обычно содержится в урановых рудах как продукт радиоактивного превращения урана.

Нахождение плутония в природе

В урановых рудах в результате захвата нейтронов (например, нейтронов из космического излучения) ядрами урана образуется нептуний (239 Np), продуктом β-распада которого и является природный плутоний-239. Однако плутоний образуется в таких микроскопических количествах (0,4—15 частей Pu на 10 12 частей U), что о его добыче из урановых руд не может быть и речи.

Происхождение названия плутоний

В 1930 году астрономический мир был взбудоражен замечательной новостью: открыта новая планета, о существовании которой давно говорил Персиваль Ловелл, астроном, математик и автор фантастических очерков о жизни на Марсе. На основе многолетних наблюдений за движениями Урана и Нептуна Ловелл пришел к заключению, что за Нептуном в солнечной системе должна быть еще одна, девятая планета, отстоящая от Солнца в сорок раз дальше, чем Земля.

Эта планета, элементы орбиты которой Ловелл рассчитал еще в 1915 году, и была обнаружена на фотографических снимках, полученных 21, 23 и 29 января 1930 г. астрономом К. Томбо в обсерватории Флагстафф (США ) . Планету назвали Плутоном . По имени этой планеты, расположенной в солнечной системе за Нептуном, был назван плутонием 94-й элемент, искусственно полученный в конце 1940 г. из ядер атомов урана группой американских ученых во главе с Г. Сиборгом.

Физические свойства плутония

Существует 15 изотопов плутония — В наибольших количествах получаются изотопы с массовыми числами от 238 до 242:

238 Pu -> (период полураспада 86 лет, альфа-распад) -> 234 U,

Этот изотоп используется почти исключительно в РИТЭГ космического назначения, например, на всех аппаратах, улетавших дальше орбиты Марса.

239 Pu -> (период полураспада 24 360 лет, альфа-распад) -> 235 U,

Этот изотоп наиболее подходит для конструирования ядерного оружия и ядерных реакторов на быстрых нейтронах.

240 Pu -> (период полураспада 6580 лет, альфа-распад) -> 236 U, 241 Pu -> (период полураспада 14.0 лет, бета-распад) -> 241 Am, 242 Pu -> (период полураспада 370 000 лет, альфа-распад) -> 238 U

Эти три изотопа серьёзного промышленного значения не имеют, но получаются, как побочные продукты, при получении энергии в ядерных реакторах на уране, путём последовательного захвата нескольких нейтронов ядрами урана-238. Изотоп 242 по ядерным свойствам наиболее похож на уран-238. Америций-241, получавшийся при распаде изотопа 241, использовался в детекторах дыма.

Плутоний интересен тем, что от температуры затвердевания до комнатной претерпевает шесть фазовых переходов, больше, чем любой другой химический элемент. При последнем плотность увеличивается скачком на 11%, в результате, отливки из плутония растрескиваются. Стабильной при комнатной температуре является альфа-фаза, характеристики которой и приведены в таблице. Для применения более удобной является дельта-фаза, имеющая меньшую плотность, и кубическую объёмно-центрированную решётку. Плутоний в дельта-фазе весьма пластичен, в то время, как альфа-фаза хрупкая. Для стабилизации плутония в дельта-фазе применяется легирование трёхвалентными металлами (в первых ядерных зарядах использовался галлий).

Применение плутония

Первый ядерный заряд на основе плутония был взорван 16 июля 1945 года на полигоне Аламогордо (испытание под кодовым названием «Тринити»).

Биологическая роль плутония

Плутоний высокотоксичен; ПДК для 239 Pu в открытых водоемах и воздухе рабочих помещений составляет соответственно 81,4 и 3,3*10 −5 Бк/л. Большинство изотопов плутония обладают высокой величиной плотности ионизации и малой длиной пробега частиц, поэтому его токсичность обусловлена не столько его химическими свойствами (вероятно, в этом отношении плутоний токсичен не более, чем другие тяжелые металлы), сколько ионизирующим действием на окружающие ткани организма. Плутоний относится к группе элементов с особо высокой радиотоксичностью. В организме плутоний производит большие необратимые изменения в скелете, печени, селезенке, почках, вызывает рак. Максимально допустимое содержание плутония в организме не должно превышать десятых долей микрограмма.

Художественные произведения связанные с темой плутоний

— Плутоний использовался для машины De Lorean DMC-12 в фильме Назад в будущее как топливо для накопителя потока для перемещения в будущее или в прошлое.

— Из плутония состоял заряд атомной бомбы, взорванной террористами в Денвере, США, в произведении Тома Клэнси «Все страхи мира»

— Кэндзабуро Оэ «Записки пинчранера»

— В 2006 году компанией «Beacon Pictures» был выпущен фильм «Плутоний-239» («Pu-239» )

Композиция изотопов плутония, накапливающегося в реакторе в результате реакций, происходящих в урановом топливе, зависит от степени выгорания топлива. Из 5 основных образовавшихся изотопов 2 с нечетными массовыми номерами – 239 Pu и 241 Pu являются ращепляющимися, т.е. способными к ращеплению под действием тепловых нейтронов, и в ринципе могут быть использованы в качестве реакторного топлива. Поэтому, если речь идет о возможности использования плутония в качестве реакторного топлива, значение имеет количестио накоплен-ного 239Pu и 241Pu. Для ядерного же оружия необходим практически чистый 239Pu т.к. излучатели нейтронов 240Pu и 238Pu могут спонтанно вызвать “пред-начальное воспламенение”, а это приведет к существенно меньшей силе взрыва атомной бомбы. Поэтому разница в “качестве” плутония обычно определяется его изотопным составом.

239 Pu накапливаеться в обычном энергетическом реакторе на урановом топливе в результате нейтронного захвата изотопом 238 U.Одновременно с этим происходит основная реакция деления изотопа 235 U сопровождающаяся выдел поэтому для того, чтобы его можно было использовать в качестве топлива в легководных реакторвах, естественный уран обогащают, доводя содержание 235 U до 3-4%. После одного года работы типичного ЛВР мощностью 1000 МВт образуется около 200 кг плутония из которых около 150 кг составляет 239 Pu.

Таблица 2 - Виды плутония.

Таким образом, при работе атомного уранового реактора в его топливных стержнях накапливаются различные изотопы плутония.

Плутоний, производимый в топливных элементах обычных промышленных атомных реакторов, подвергшихся экспозиции 33000 МВт*сут/т уранового топлива, имеет приблизительно следующий изотопный состав:

Таблица 3 - Изотопный состав реакторного плутония (степень выгорания 30-40 МВт*сут/кг).

Лишь два из пяти изотопов плутония, 239 Pu и 241 Pu, являются расщепляющимися (делящимися), т.е. способными к расщеплению в результате захвата тепловых (медленных) нейтронов, и в принципе пригодны для использования в качестве реакторного топлива. Поэтому, если речь идет о возможности использования плутония в качестве реакторного топлива, важно знать только количество 239 Pu и 241 Pu, обозначаемое Puf от слов Pu (плутоний) и fissile (делящийся). Полное же количество всех изотопов плутония обозначается Put от слова total (полный, общий, итоговый).

Для ядерного же оружия желательно иметь практически чистый 239 Pu, поскольку изотопы 240 Pu и 238 Pu самопроизвольно испускают нейтроны, которые могут вызвать т. н. «предначальное воспламенение», а это приведет к существенно меньшей силе взрыва атомной бомбы. Поэтому принято классифицировать плутоний по "качеству" в соответствии с его изотопным составом.

Хотя предначальное воспламенение уменьшает мощность взрыва ядерного взрывного устройства, изготовленного из реакторного плутония, можно утверждать, что мощность взрыва сравнительно простого взрывного устройства из реакторного плутония, подобного бомбе, взорванной в Нагасаки, будет равно примерно одной или нескольким килотоннам, даже если предначальное воспламенение произойдет в наименее благоприятный момент. В Японии и некоторых европейских странах сторонники плутония продолжают утверждать, что из-за предначального воспламенения реакторный плутоний практически не может быть использован в ядерном оружии, и что поэтому плутониевые программы в этих странах, основанные на выделении и использовании реакторного плутония, следует рассматривать исключительно как «мирные». Однако это мнение противоречит фактам, признанным международной научной общественностью. В докладе американской Национальной Академии наук, выпущенном в 1994 году и посвященном утилизации ядерных оружейных материалов, утверждается, что «плутоний практически любого изотопного состава может быть использован в ядерном оружии».

В некоторых европейских странах апологеты плутония продолжают утверждать, что реакторный плутоний практически не может быть использован в ядер-ном оружии и на этом основании плутониевые программы в таких странах, основанные на выделении и использовании реакторного плутония, предлагается рассматривать, исключетельно, как “мирные”. Утверждение о “мирном” характере реакторного плутония, однако, противоречит фактам, признанным международной научной общественностью. В докладе американской Национальной Академии Наук, выпущенном в 1991 году и посвященном диспозиции ядерных оружейных материалов, утверждается, что “плутоний с практически любым изотопным составом может быть использован в ядерном оружии”. Можно привести и другие научные и технические аргументы в пользу того, что реакторный плутоний является подходящим материалом для ядерного оружия.

МОКС-топливо

Поскольку и реакторный плутоний, и плутоний более высоких сортов является смесью делящихся изотопов, он в принципе пригоден для использования в качестве реакторного топлива. Обычно плутоний используется в этом качестве в виде смеси диоксида плутония PuO 2 с диоксидом урана UO 2 . Эта смесь оксидов (PuO 2 +UO 2), называемая МОКС-топливом, обычно используется в двух типах реакторов - в реакторах на быстрых нейтронах (БН) и в легководных реакторах (ЛВР).

Реактор на БН может вырабатывать плутоний в результате захвата нейтронов ядрами 238 U, находящегося в активной зоне реактора и в окружающем ее бланкете, в то время как плутоний (МОКС-топливо с 20-30% плутония) "горит" в активной зоне. Такой реактор называют размножителем или бридером, поскольку он вырабатывает больше плутония, чем потребляет. Смысл бридера в том, что он повышает эффективность использования ресурсов урана в целых 60 раз, и он позволяет преобразовать ранее остававшийся без применения 238 U в плутоний и одновременно вырабатывать полезную мощность. Из-за этих заманчивых перспектив реактор на БН стал с самого начала развития атомной промышленности ее "голубой мечтой", почти «вечным двигателем».

Но, увы - реальность оказалась больше похожа на кошмар, чем на прекрасный сон. Чтобы размножение было возможным, реакция деления в реакторе на БН поддерживается быстрыми (высокоэнергетическими) нейтронами, в отличие от ЛВР, которые работают на тепловых нейтронах. Поскольку нет возможности использовать замедляющий охладитель, приходится охлаждать активную зону реактора на БН расплавом щелочного металла, который имеет высокую химическую активность и реагирует со взрывом с воздухом и водой.

Отметим далее, что размножение плутония происходит не так быстро, как хотелось бы: время удвоения, то есть время, за которое один бридер создает достаточно плутония для загрузки другого такого же реактора (40 лет), значительно превышает время жизни первого реактора (не более 30 лет). Это указывает на другую ключевую проблему бридера: в конечном итоге для его эксплуатации должна быть создана система, включающая множество этапов, в том числе выделение плутония, загрузка топлива в реакторы, переработка отработавшего топлива и бланкета.

Эти и другие технические трудности бридеров стали причиной неэкономичности их использования, и оба эти недостатка - технические сложности и высокие стоимостные показатели - привели к тому, что США и все западноевропейские страны свернули свои бридерные программы.

Применение МОКС в качестве ядерного топлива: проблемы безопасности

С окончанием периода «холодной войны» угроза начала мировой войны с применением ядерного оружия уменьшилась почти до нуля. Ее место заняла опасность распространения ядерного оружия и применения его ранее не обладавшими им государствами или группами, что может произойти в случае, если в их руки попадет высокообогащенный уран или плутоний.

В настоящее время основная угроза безопасности в связи с ядерным оружием возникает из-за распространения его на страны, ранее им не обладавшие. Пока лишь семь государств обладают ядерным оружием. Это Китай, Франция, Россия, США, Великобритания, Индия и Пакистан.

На данный момент США располагают 9500 ядерных боеголовок, Россия - примерно 10500. Если разрабатываемые в настоящее время соглашения о сокращении вооружений вступят в силу, Россия и США уменьшат свои ядерные арсеналы до примерно 5000 с каждой стороны к 2003 году. Но даже после столь значительного сокращения эти две страны будут обладать весьма внушительными запасами ядерного оружия.

Великобритания располагает 400 ядерных боеголовок; Франция примерно 500; Китай, вероятно, около 400; Индия около 40; Пакистан примерно 7. Можно также предполагать, что Иран, Израиль и Северная Корея стремятся к созданию ядерного оружия.

Тем не менее, маловероятно, что какой-либо стране удастся войти в клуб ядерный держав в течение ближайших 10-15 лет. В течение этого периода произойдет широкое распространение атомных технологий, ориентированных на мирное применение (но которые можно использовать для развития военных программ). Одновременно будет происходить распространение технологии создания баллистических ракет. Опасное сочетание! Когда это произойдет (а можно опасаться, что это случится примерно через 10-15 лет), распространение ядерного оружия может пойти быстрыми темпами.

Сейчас значительное внимание уделяется деятельности ядерных держав по модернизации их ядерных вооружений («вертикальная гонка вооружений»). Однако не следует недооценивать опасности, которые таит в себе попадание ядерного оружия в распоряжение государств, ранее его не имевших («горизонтальная гонка вооружений»), поскольку это создает угрозу применения ядерного оружия в будущих локальных конфликтах.

Обретение какой-либо державой статуса ядерной будет дестабилизировать обстановку в соответствующем регионе. Более того, одна лишь возможность такого обретения наносит ущерб безопасности, заставляя страны-соседи напрягать силы, чтобы не отстать от лидера. Например, если Япония начнет работать над созданием ядерного оружия, Северная и Южная Кореи будут склонны сделать то же, а Китай, вероятно, займется наращиванием ядерных арсеналов.

Кажется маловероятным, что правительства будут принимать политические решения о создании ядерного оружия в ближайшее время, зато риск попадания ядерного оружия в руки террористов все возрастает. Эта опасность уже стала более актуальной, чем угроза мировой ядерной войны, по крайней мере, в ближайшей и среднесрочной перспективе.

Террористы неизменно стремятся к нанесению возможно большего ущерба. От ставших привычными попыток взрыва самолетов они переходят к более серьезным действиям, таким как атака с использованием нервно-паралитического газа в Токио. Этот пример показывает, что лидеры террористических группировок не останавливаются перед применением современного оружия массового уничтожения - в данном случае химического. Ядерное оружие может стать следующим в этой цепи.

Использование МОКС в качестве топлива для ядерных реакторов с последующим выделением плутония из отработанных топливных элементов резко увеличивает опасность попадания делящихся материалов, пригодных для изготовления ядерного оружия, в руки агрессивно настроенных государств и террористов. В простейшей атомной бомбе вся энергия взрыва возникает за счет реакции деления ядер.

Ниже описано устройство плутониевой атомной бомбы имплозионного типа. Те, кому удастся ее изготовить, могут быть уверены в том, что она сработает - им не потребуется проводить испытаний, так что изготовление и последующее размещение взрывного устройства можно будет осуществить в тайне.