Промышленные уран-графитовые реакторы для наработки плутония

    Говоря об атомных реакторах мы чаще всего представляем себе реактор атомной станции. Его задача вырабатывать из ядерного топлива тепло, которое затем преобразуется в электричество. Но существует и довольно большое число реакторов, работающих для других целей. Их используют для исследований, для наработки полезных изотопов, в т.ч. для медицинских целей, как источник энергии для гражданских судов и военных кораблей. Но самые первые мощные ядерные реакторы стали строить в 40-е годы для одной важной на тот момент задачи – наработки оружейного плутония, начинки атомного оружия. Именно они получили название промышленные. И именно их истории и нынешнему состоянию в нашей стране и посвящена эта статья.


    Промышленный уран-графитовый реактор АДЭ-2

    Атомный реактор – это устройство, в котором происходит управляемая цепная реакция деления тяжелых ядер (например, урана или плутония). При этом происходит большое количество других ядерных реакций, которые можно использовать для тех или иных задач. Когда в начале 1940-х годов физики занялись поиском делящихся материалов, наиболее пригодных для создания ядерной бомбы, выяснилось, что на его роль подходят обогащенный уран и искусственный элемент плутоний, которого не существует в природе. В итоге оба варианта были реализованы. Бомбы, сброшенные на Хиросиму и Нагасаки, были опытными образцами этих двух разных типов — из обогащенного урана и из плутония. В итоге плутоний по ряду причин казался более предпочтительным для использования. Но чтобы его получить, нужно построить реакторы, в которых уран будет облучаться нейтронами и превращаться в плутоний, а затем выгрузить топливо, переработать (процесс этот привел в свое время к образованию большого количества жидких отходов, как я писал в предыдущем посте) и выделить из него плутоний. Именно с такой целью стали строить промышленные реакторы в США, а затем и в СССР, а рядом с ними и целые комбинаты для переработки ядерного топлива и выделения плутония.

    Первый в мире промышленный реактор был построен в США в рамках Манхэттенского проекта. Это был реактор «B», он заработал в сентябре 1944-го на территории комбината Хэнфор, где всего было построено 9 промышленных реакторов. В итоге это позволило американцам провести первый в истории тестовый ядерный взрыв плутониевой бомбы 16 июля 1945 года на полигоне в Неваде, а затем – боевой взрыв 9 августа 1945 в Нагасаки. В Хиросиме взорвали урановую бомбу, без тестового взрыва.

    В СССР по аналогии с Хэндфордским комбинатом был построен комбинат «Маяк» (ранее завод №817) в городе Озерск (ранее Челябинск-40) в Челябинской области. Там первый промышленный реактор «А» заработал в 1948 году. Именно он дал плутоний для первой советской ядерной бомбы, испытание которой состоялось 29 августа 1949 года.

    Конструкции первых промышленных реакторов-наработчиков плутония были примерно похожи. Это канальные реакторы на тепловых нейтронах с графитовым замедлителем и прямоточным водным охлаждением. Сама активная зона реактора (пространство, где происходит цепная реакция) собиралась из графита, который выступал замедлителем нейтронов. Замедление нейтронов в графите позволяло использовать в качестве топлива природный, необогащенный уран. Это очень упрощало и ускоряло наработку плутония. В графитовой кладке реактора были просверлены каналы, в которые загружалось топливо в виде урановых металлических цилиндров-блочков. По этим же каналам пускалась вода для охлаждения, т.к. при делении урана выделялось много тепла. Блоки с топливом загружались с одной стороны канала, облучались в реакторе, в них образовывался плутоний (несколько процентов от загруженного урана), а через некоторое время они выгружались с другой стороны канала и шли на переработку – растворение и выделение плутония химическими методами. Реакторы такой конструкции и назначения получили в СССР название ПУГРы – промышленные уран-графитовые реакторы.

    Основным, и бросающимся в глаза отличием ПУГРов в США и СССР было то, что американские были с горизонтальными каналами, а наши – вертикальными. Не смотря на то, что во-многом мы догоняли американцев и шли по их следу экономя время, такой вариант показался советским разработчикам более выгодным из-за решения ряда проблем с неравномерностью теплового потока.


    Первый в мире промышленный реактор «B» в Хэнфорде, США. Видна передняя панель с горизонтальными каналами, куда загружалось свежее топливо. Источник


    Схема графитовой кладки активной зоны советского ПУГР. Размер цилиндра — около 9 м в диаметре и столько же в высоту.

    Таким образом, реактор выступал как конвейер по облучению и образованию плутония из природного урана – это был очень простой, но эффективный способ получения взрывчатки для бомб. Правда при этом реактор надо было охлаждать водой, которую надо где-то брать и затем (зачастую уже загрязненную радионуклидами из топлива) сливать, а при выделении плутония на радиохимических производствах образовывалось большое количество жидких радиоактивных отходов. Но время было такое, что решалась в первую очередь основная задача – создание оружия. Увы, проблемы с отходами откладывались на потом и заложили основу многим экологических последствиям, получившим теперь название ядерное наследие.
    В СССР были построены три комбината для наработки оружейного плутония – ПО «Маяк» (г. Озерск, Челябинская область), СХК (г. Северск, Томская область) и ГХК (Железногорск, Красноярский край). Всего на них с 1948 по 1965 год были введены в строй 13 ПУГРов.

    Первые реакторы на ПО «Маяк»

    Первенец и самая крупная промышленная площадка ядерного комплекса СССР – производственное объединение «Маяк» (ПО «Маяк», ранее – завод №817, сороковка), расположенное в городе Озерск (Ранее Челябинск-40) в Челябинской области, работает с 1948 года. 8 июня 1948 года на ФГУП «ПО «Маяк» был пущен первый в стране уран-графитовый промышленный реактор А («Аннушка»).

    В августе 1946 года был утвержден проект и начато строительство реактора. С минимальной механизацией, в условиях суровой уральской зимы к весне 1947-го года на стройплощадке комбината были выполнены самые тяжелые грунтовые работы – вырыт котлован 80 на 80 метров и глубиной до 53 м. Всего было извлечено 157 тыс. кубометров грунта. На заключительном этапе выемки скального грунта было занято 11 тысяч землекопов.


    Здание первого реактора «А». Источник.

    Цилиндрическая активная зона реактора была диаметром 9,2 м и высотой в 9,2 м. Графитовые колонны были составлены из блоков 600 мм высотой с квадратным сечением 200х200 мм и центральным отверстием диаметром 44 мм. Графитовая кладка пронизывалась по вертикали 1200 тонкостенными алюминиевыми трубами с толщиной стенок в 1 мм, через которые протекала вода и в которых располагались урановые блочки (диаметр 35 мм, высота 100 мм) с оболочкой из алюминиевого сплава. В каждый канал загружалось 74 блочка. В нижней части труб они упирались в разгрузочное устройство, которое при необходимости могло выдавать по одному блочку из любой вертикальной трубы. Под собственным весом блочки падали в воду и попадали в шахту перегрузки. Затем они поступали в транспортную галерею, где хранились под слоем воды 2 месяца, после чего шли на переработку.


    Зал реактора А на ПО «Маяк». (Источник)

    8 июня 1948 года лично Курчатовым был осуществлен физический пуск реактора с загрузкой около 75 т урана. А чуть менее чем через год, 29 августа 1949 – первая атомная бомба СССР из полученного на реакторе плутония была испытана на Семипалатинском полигоне. По проекту первый промышленный реактор «А» должен был проработать 3 года, но проработал 39 лет – до 1987 года. Подробнее о реакторе «А» можно почитать тут.

    Всего за годы существования предприятия на ПО «Маяк» работали десять промышленных реакторов, два из которых эксплуатируются в настоящее время. Среди них 5 промышленных уран-графитовых реакторов — А, АИ, АВ-1, АВ-2 и АВ-3, были введены в строй в период с 1948 по 1952 год. Их первоначальные сроки службы были небольшими, но проработали они по 30 с лишним лет, модернизируясь во время капитальных ремонтов. Остановлены они были в период с 1987 по 1990 год, и с тех пор на них ведутся работы по выводу из эксплуатации.

    Подземные АД на Горно-химическом комбинате.

    Горно-химический комбинат, третий комбинат по наработке плутония в СССР, предприятие уникальное, расположенное под землей, в скальном массиве. На площадке ФГУП «ГХК» в г. Железногорске под Красноярском расположены три ПУГРа – АД, АДЭ-1 и АДЭ-2. Вместе со вспомогательным оборудованием и коммуникациями они размещены в горных выработках скального массива – в шахтах, облицованных монолитным бетоном. По проекту реакторы предполагалось расположить в скальном грунте на глубине около 200 м в поперечных выработках шириной 8-18 м, длиной 60-80 м и высотой 5-30 м.


    Электричка в подземный комбинат ГХК. Источник.

    ПУГР АД являлся одноцелевым проточным реактором на тепловых нейтронах. Он проработал с 1958 по 1992 год. Мало того, что этот реактор обладал в два раза большей производительностью по плутонию, чем его предшественники, его конструкция и удельная мощность позволяли поднять температуру охлаждающей воды на выходе до состояния рабочего тела турбины. По сути, это был проект энергетического реактора.


    Остановка реактора АДЭ-2 на ГХК 15 апреля 2010 года (Источник)

    АДЭ-1 проектировался как энергетический, но эксплуатировался как одноцелевой реактор в проточном режиме с 20 июля 1961 года. Остановлен для вывода из эксплуатации 29 сентября 1992 года. АДЭ-2 работал с 1964 года в двухцелевом режиме (плутоний + электроэнергия), остановлен для вывода из эксплуатации 15 апреля 2010 года.

    Первая АЭС на Сибирском химическом комбинате

    В период с 1953 по 1964 г. на площадках Сибирского химического комбината в г. Северск (Томская область) были сооружены и пущены в эксплуатацию ПУГРы И-1, ЭИ-2, АДЭ-3, АДЭ-4, АДЭ-5. Реактор И-1 предназначался исключительно для наработки оружейного плутония, остальные реакторы совмещали в себе функции наработки плутония и производства электроэнергии. Впервые в мире эти функции совместил в себе реактор ЭИ-2. С пуском этого реактора в 1958 году заработала первая очередь Сибирской АЭС мощностью 100 МВт, которая стала второй атомной станцией в СССР после Обнинской, пущенной 4 годами ранее. Реакторы серии АДЭ по мере их ввода в эксплуатацию поэтапно наращивали мощность Сибирской АЭС. С пуском АДЭ-5 мощность станции составила 600 МВт.


    Сибирская АЭС на СХК – первая крупная АЭС в СССР и единственная АЭС в Сибири.

    На базе реакторов АДЭ-4 и АДЭ-5 была спроектирована и реализована система дальнего теплоснабжения. Город Томск был обеспечен дешевой тепловой энергией благодаря использованию тепла реакторов АДЭ-4 и АДЭ-5. Реакторы давали 30–35% тепла, необходимого для отопления жилого массива г. Томска, и более 50% – для г. Северска и промплощадок комбината. В 2008 году в Северске были остановлены последние промышленные ядерные реакторы.

    Наследие промышленных реакторов

    Опыт работы уран-графитовых реакторов в СССР не только дал стране материал для ядерного оружия с избытком, который до сих пор утилизируется даже в виде топлива для обычных АЭС, но и открыл путь к мирной атомной энергетике. Реактор Первой в мире АЭС в Обнинске, открытой в 1954 году, Сибирской АЭС, первых двух энергоблоков Белоярской АЭС, всех блоков Билибинской АЭС и серии мощных реакторов РБМК-1000 разработаны на базе опыта строительства и эксплуатации канальных уран-графитовых реакторов. Но помимо накопления опыта, разработки энергетических направлений, ПУГРы стали источниками и многих экологических проблем. Частые поломки, разгерметизация твэлов и выход из строя приводили к сбросу в окружающую среду с охлаждающей водой радионуклидов, попадавших в реки Енисей и Томь. Радиохимический передел топлива при выделении ценного продукта – плутония, привел к образованию наибольшей по объему части ядерного наследия СССР – водоемов-хранилищ жидких радиоактивных отходов в виде Теченского каскада водоемов, озер Карачай и Старое болото на ПО «Маяк», подземных пластов-хранилищ на СХК и ГХК.


    Реакторы РБМК-1000, работающие на Ленинградской, Смоленской и Курской АЭС – концептуальное развитие промышленных уран-графитовых наработчиков плутония. Только из их топлива плутоний уже не извлекали.

    Вывод из эксплуатации

    В 1991 году США и Россия подписали соглашение об окончательном останове реакторов, нарабатывающих оружейный плутоний. К настоящему времени все ПУГРы в России остановлены и находятся в той или иной стадии вывода из эксплуатации.

    В рамках федеральной целевой программы ФЦП ЯРБ-1 (2008-2015 гг) осуществлялась подготовка и была проведена первая и уникальная операция по разбору и консервации ПУГР на месте. В 2010 году на базе СХК был сформирован «Опытно-демонстрационный центр вывода из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов» (ОДЦ УГР). В сентябре 2015 года ОДЦ УГР завершил операцию по окончательному выводу из эксплуатации реактора ЭИ-2. Сейчас это по сути холм. Было использовано более 100 тыс. м3 изолирующих материалов на основе местных глин. Итог работ: ядерные материалы удалены, наземная часть и непроектные хранилища ликвидированы. Графитовая кладка законсервирована.


    Схематический вид реактора ЭИ-2 на СХК до (слева) и после (справа) окончательной консервации.

    Вывод из эксплуатации и консервация ПУГР «на месте» считается на данный момент наиболее оптимальной концепцией, позволяющей снизить нагрузки на персонал в процессе вывода из эксплуатации, избежать перемещения большого количества радиоактивных материалов и создания дополнительных хранилищ для РАО. Однако, не все реакторы можно будет захоронить подобным образом. В рамках федеральной целевой программы «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2016 – 2020 годы и на период до 2030 года» планируется дополнительно вывести и окончательно законсервировать 8 из 13 ПУГР, а так же решить вопросы связанные с утилизацией облученного графита.


    Памятная плита на фоне лужайки на месте вывода из эксплуатации реактора ЭИ-2 на СХК. (Источник)

    В настоящее время к выводу из эксплуатации «на месте» по опыту СХК готовятся реакторы на ПО «Маяк». В 2018 году прошли общественные обсуждения проекта по выводу из эксплуатации пяти промышленных уран-графитовых реакторов комбината. В рамках предстоящего процесса вывода из эксплуатации на каждом реакторе будет проведена дезактивация помещений (при необходимости), демонтажные работы по оборудованию и системам, находящимся в реакторном здании и на территории площадки. Затем внутренние полости реактора, шахты реактора и строительных объёмов помещений реакторного здания будут заполнены сорбирующими и гидроизоляционными материалами до нулевой отметки, т.е. до поверхности земли. После этого над шахтой реактора будет создан дополнительный барьер в виде верхней герметической защитной плиты.

    Вместо выводов

    Промышленные уран-графитовые реакторы, давшие СССР необходимый для ядерного оружия плутоний, заложили и основу для мирного использования атомной энергии на атомных станциях первых поколений и для запуска масштабной серии АЭС с реакторами РБМК, до сих пор дающими почти половину всего атомного электричества в России. Точно так же и после окончания своей работы ПУГР станут полигоном для отработки технологий обращения с облученным графитом, необходимых для вывода из эксплуатации АЭС с уран-графитовыми реакторами.

    P.S.: Так совпало, что на днях на одном из ядерных объектов в Свердловской области (о нем я напишу отдельный пост) я познакомился со специалистами из «СпецАтомСервиса», которые вскоре будут работать над выводом из эксплуатации еще одного ПУГРа на СХК. Забавные иногда случаются совпадения.

    Источники:

    1. Летопись Росатома. История реакторов.
    2. Проблемы ядерного наследия и пути их решения. Том 1.
    3. Опыт по выводу из эксплуатации ПУГР АД методом «захоронения на месте»
    4. Пять реакторов – наработчиков оружейного плутония на «ПО Маяк» планируется захоронить на месте
    5. Технические решения, технологии и опыт АО «ОДЦ УГР» по выводу из эксплуатации ОИАЭ

    Поддержать автора
    Поделиться публикацией
    AdBlock похитил этот баннер, но баннеры не зубы — отрастут

    Подробнее
    Реклама

    Комментарии 31

      +1
      А где и на чем сейчас производят оружейный плутоний? Его производство же все еще необходимо, чтоб обновлять запас ядерных боеголовок.
        0
        Если я не ошибаюсь, то формально после закрытия ГХК под Красноярском нигде ни производят. Make love, not war.
          0
          Запасов, насколько я понимаю, хватает. Их даже сокращали.
            +1
            Его не производят. Распил на производстве сейчас не моден. Сейчас пилят на утилизации «излишне» произведенного.

            Обновляют просто из того, что есть, причем у обновленных более стабильный изотопный состав, поэтому следующее обновление придется ждать еще дольше.
              0
              А где и на чем сейчас производят оружейный плутоний? Его производство же все еще необходимо, чтоб обновлять запас ядерных боеголовок.

              У оружейного плутония большой срок годности, плюс, его можно чистить от продуктов полураспада. Запасено же его многие и многие тонны, при желании, можно легко количество наличных боеприпасов удвоить. А вот ракеты под них так быстро сделать не выйдет. Ну если только маленькие, летающие не далеко…

                0
                А РИТЭГи на плутонии не? Вроде как штука вполне себе нужная… или там «другой» плутоний, не тот, что в ядерных боеголовках.
                  0
                  Другой. В оружии используют 239-ый изотоп, в РИТЭГах — 238-ой. Последний быстро делится, и его для генераторов нужны килограммы, даже не десятки килограммов
              +2
              На заключительном этапе выемки скального грунта было занято 11 тысяч землекопов.

              Охренеть. Хотел было сострить, но когда представил себе условия в которых они трудились — юмор резко закончился.
              Спасибо за хорошую статью — очень интересно и без воды.
                +1
                Механизация скорее всего заключалась в применении взрывных работ, даже клин-бабу вряд ли использовали, производство экскаваторов в первые послевоенные годы исчислялось сотнями, что в масштабах страны мизер.
                0
                Спасибо за интересную статью!

                Есть вопросик: А что вообще планируется делать с утилизацией активированного графита.

                Я так понимаю это довольно большая и серьезная проблема. У нее уже есть решение отличное от
                «закопать поглубже»?
                  +1
                  А какое решение может быть кроме «закопать поглубже»?
                  В космос выкинуть? Ну так это и дорого, и опасно.
                    0
                    А какое решение может быть кроме «закопать поглубже»?
                    Есть решение «закопать поглубже у соседа».)
                    0
                    У нее уже есть решение отличное от
                    «закопать поглубже»?
                    Конечно! Утопить поглубже.
                      +2
                      У нее уже есть решение отличное от «закопать поглубже»?

                      Скорее нет, чем да. В облученном графите, даже без просыпей ОЯТ, довольно много С14 и Cl36 — первый с периодом полураспада 5,5 тысяч лет, второй вообще 3 млн лет, емпни. Дождаться их естественного распада до безопасных уровне — десятки тысяч для для углерода и миллионы лет для хлора.

                        +1
                        Ну как мне кажется (хотя я могу быть и не прав) «фона» от ядер с периодом полураспада в тысячи и миллины лет — большого не будет. Думаю там «фонить» должно что-то более короткоживущее.

                          +2

                          Ну на самом деле изотопы, которые я назвал — не случайно выбранные. В ОВОС проекта захоронения реакторов на Маяке были оценки, какие радионуклиды с учетом удельной активности, подвижности, биологических коэффициентов дозы вносят наибольший вклад — оказалось вот эти два.


                          Есть вполне себе количественные нормативы опасности, собранные в документах НРБ-99 и ОСПОРБ-99, так что это все относительно просто считается.

                            0
                            Спасибо большое за уточнения.
                          +1
                          А откуда там хлор-36?..
                          0
                          Есть предложение облучить в неком промышленном ускорителе атомными ядрами с переходом в стабильные или короткоживущие изотопы.
                            0

                            Есть такие предложения. Надо разделить все элементы, а у некоторых элементов — еще и изотопы, причем с очень хорошими коэффициентами очистки (10^6) — все их облучить в реакторах и ускорителях что бы получить короткоживущие изотопы.


                            С т.з. затрат это просто безумие, х30 к существующей немаленькой цене захоронения, скажем.

                              0
                              Ну, элементы можно отделить химически, а вот с изотопами сложнее.
                              А если такая идея — насыпать в одну огромную кучу правильно подобранные элементы/изотопы и пусть они сами себя переоблучают до окончательного «охлаждения». Ну и тепло можно снимать с пользой…
                                0
                                Сами себя элементы никак не облучают. Ну, точнее, облучают, конечно, но это никак не влияет на их свойства.
                                Тепло от распада радиоактивных отходов не используют даже на АЭС, где есть оборудование для преобразования тепла в полезную энергию, и целая куча радиоактивных отходов. Ибо плотность мощности слишком мала, чтобы это было экономически оправданным.
                                  0
                                  Сами себя элементы никак не облучают. Ну, точнее, облучают, конечно, но это никак не влияет на их свойства.
                                  В смысле? А на чем тогда основано облучение от ускорителя?

                                  Тепло от распада радиоактивных отходов не используют даже на АЭС
                                  Так это сейчас не используют, а если самооблучение будет интенсивным, то и тепла будет достаточно много, чтобы его выгодно было использовать.
                                    0
                                    В смысле? А на чем тогда основано облучение от ускорителя?

                                    На том, что энергии частиц на ускорителях 100 МэВ — 10 ТэВ, а энергии частиц, которые испускают радиоактивные изотопы, менее 10 МэВ.

                                    Так это сейчас не используют, а если самооблучение будет интенсивным, то и тепла будет достаточно много, чтобы его выгодно было использовать.

                                    Вы сочиняете какие-то сказки.
                                      0
                                      На том, что энергии частиц на ускорителях 100 МэВ — 10 ТэВ, а энергии частиц, которые испускают радиоактивные изотопы, менее 10 МэВ.
                                      То есть вообще никаких шансов? А как же на АЭС — там же тоже низкие энергии?
                                        +2
                                        На АЭС нейтроны, им никакой энергии не нужно чтобы проникнуть в ядро, и при этом кроме как ядром они больше ни чем не поглощаются (ну разве что они сами по себе распадаются, но так медленно, что захват происходит радикально чаще).
                                        Радиоактивные изотопы же создают альфа-, бета- и гамма-излучение.
                                        Бета излучение вообще до ядра никак добраться не может. А ядерные отходы — это в основном именно бета-излучатели.
                                        Альфа- и гамма- излучение в принципе до ядра добраться может, шансы есть. Но изменить состав какого-нибудь ядра даже в лучшем случае может лишь менее 0,01% альфа частиц. У гамма-излучения шансы что-то сделать с ядром ещё меньше.
                                          +1
                                          Понял, спасибо!
                          0
                          В 2018 году прошли общественные обсуждения проекта по выводу из эксплуатации пяти промышленных уран-графитовых реакторов...

                          Представляю, как бурлил перед обсуждениями WhatsApp, он уже сделал общественные обсуждения любых мало-мальски значимых вопросов бессмысленными, общественности заранее прошивается «нужное», как правило, иррациональное мнение.

                          Архитектура зданий реакторных цехов радует глаз — реакторы в стиле ампир :).
                            –2
                            АДЭ-2 на ГХК 15 апреля 2010 года

                            Неужели нельзя было придумать название реактору такое, чтобы не бросалось в глаза АД…
                              0
                              Основным, и бросающимся в глаза отличием ПУГРов в США и СССР было то, что американские были с горизонтальными каналами, а наши – вертикальными. Не смотря на то, что во-многом мы догоняли американцев и шли по их следу экономя время, такой вариант показался советским разработчикам более выгодным из-за решения ряда проблем с неравномерностью теплового потока.

                              Как тут не вспомнить британский комплекс «Селлафилд», где установка по наработке оружейного плутония, с горизонтальными каналами — загорелась. Корпус реактор, вроде как, до сих пор на ощупь теплый, за счет делящегося урана внутри

                              вот это я понимаю - КДПВ
                              image
                                0

                                Эх, жалко СХК. Я конечно в южной части Томска жил, но всё-таки уникальная теплотрасса. Да и вообще. Плутоний человечеству еще вполне себе пригодится и в мирных целях.

                                Только полноправные пользователи могут оставлять комментарии. Войдите, пожалуйста.

                                Самое читаемое