Редактирование История производства плутония в России (секция)

Материал из Documentation.

== Заводы == === ПО «Маяк» === ==== Реактор А ==== Первый реактор для производства плутония («A») был сконструирован под руководством Н. A. Доллежаля для работы при мощности 100 МВт. Реактор имел 1149 вертикальных топливных и управляющих каналов в графитовом блоке с полной массой 1050 тонн. Все каналы (за исключением двадцати пяти) были загружены естественным ураном с полной массой около 120—130 тонн. 17 каналов использовались для управляющих стержней, а восемь для экспериментов. Максимальное проектное тепловыделение топливного элемента в цен-тральных каналах составляло 3,45 кВт. Начальные темпы производства у реактора составляли в среднем 0,1 кг плутония в день или 0,1 кг плутония на тонну облучённого уранового топлива.<ref>''Дьяков А.'' [http://scienceandglobalsecurity.org/ru/archive/sgsr19diakov.pdf История производства плутония в России] // Science and Global Security, 2011, Volume 19, pp. 28-45</ref> Реактор А впервые достиг критичности 10 июня 1948 года и вышел на проектную мощность в 100 МВт через 12 дней. Топливо выгрузили примерно через 100 дней облучения, а переработка началась через 30-40 дней после охлаждения в бассейне. Первый металлический плутоний был выделен 16 апреля 1949 года.<ref>''Дьяков А.'' [http://scienceandglobalsecurity.org/ru/archive/sgsr19diakov.pdf История производства плутония в России] // Science and Global Security, 2011, Volume 19, pp. 28-45</ref> Начальный период операций выявил много технологических недостатков. Основными трудностями были коррозия алюминиевых вкладышей в каналы и покрытий топливных элементов, разбухание и повреждения урановых стержней, а также утечка охлаждающей воды в графитовую сердцевину реактора. После каждой течи реактор останавливался на период до десяти часов для осушения графита воздухом. К январю 1949 года утечки воды стали такими частыми, что было решено прекратить работу реактора и заменить все вкладыши в каналы. Это заняло около трех месяцев и реактор снова стал работать 26 марта 1949 года. В течение 1948 и 1949 годов реактор А выработал 16.5 и 19 кг плутония, соответственно.<ref>''Дьяков А.'' [http://scienceandglobalsecurity.org/ru/archive/sgsr19diakov.pdf История производства плутония в России] // Science and Global Security, 2011, Volume 19, pp. 28-45</ref> Производство плутония реактором А за период 1950—1954 годов оценивается в предположении, что средняя мощность реактора составляла 180 ± 5 МВт. 95 тонн из примерно 130 тонн естественного урана в сборке были разгружены после 94 эффективных дней операций на полной мощности. Если принять во внимание время, требуемое на перезагрузку топлива и на проведение профилактического ремонта, полная продолжи-тельность цикла составит 103 дня. Примерно 340 тонн отработанного топлива, содержавшего около 58 кг плутония, пришлось разгружать из реактора ежегодно.<ref>''Дьяков А.'' [http://scienceandglobalsecurity.org/ru/archive/sgsr19diakov.pdf История производства плутония в России] // Science and Global Security, 2011, Volume 19, pp. 28-45</ref> Следующий этап повышения мощности реактора А начался в 1954 году с возрастания расхода охлаждающей воды до 7000 кубометров в час и температуры воды на выходе до 95 градусов Цельсия. Теперь для охлаждения и сушки графитовой сборки стал применяться азот и температура графита выросла с 300 до 675 градусов Цельсия. Реактор проработал со средней мощностью около 600 МВт до октября 1963 года и вырабатывал около 152 кг плутония ежегодно. Однако количество остановок выросло до 165 в месяц и это, в конце концов, привело к решению обновить реактор.<ref>''Дьяков А.'' [http://scienceandglobalsecurity.org/ru/archive/sgsr19diakov.pdf История производства плутония в России] // Science and Global Security, 2011, Volume 19, pp. 28-45</ref> Реактор А возобновил работу в апреле 1964 года и проработал со средней мощностью 900 МВт с 1965 года до закрытия 16 июня 1987 года. Если предположить, что он закрывался два раза (и каждый раз на 180 дней) для проведения крупного ремонта, то всего реактор выработал 4,6 тонн плутония за этот период.<ref>''Дьяков А.'' [http://scienceandglobalsecurity.org/ru/archive/sgsr19diakov.pdf История производства плутония в России] // Science and Global Security, 2011, Volume 19, pp. 28-45</ref> ==== Реакторы АВ ==== Двадцать пятого сентября 1948 года было решено построить три АВ-реактора c возможностью получать 200—250 гр плутония ежедневно. Эти реакторы были спроектированы в экспериментальном конструкторском бюро машиностроения ([[ОКБМ]]) под руководством главного конструктора А. Савина. В каждом реакторе было по 1996 каналов, из которых 65 каналов использовались для контрольных стержней. Проектные мощность и ежегодная производительность составляли 300 МВт и около 100 кг плутония, соответственно. Каждый канал был снабжен детектором утечки. Это позволило заменять вкладыши без остановки реактора.<ref>''Дьяков А.'' [http://scienceandglobalsecurity.org/ru/archive/sgsr19diakov.pdf История производства плутония в России] // Science and Global Security, 2011, Volume 19, pp. 28-45</ref> В первый год работы на проектной мощности каждый из АВ-реакторов вырабатывал около 260 граммов плутония в день. В течение нескольких первых лет работы реактор AВ-3 использовался для производства как плутония, так и трития. Начиная со второго года работы реакторов, их мощность постепенно повышалась и достигла 600 МВт в 1963 году. Первые ремонты были проведены через 6-7 лет работы. Большие улучшения произошли в начале 1960-х годов после второго капитального ремонта, когда были решены важные проблемы с вкладышами в каналы и с топливными элементами. После этого уровни мощности 1200 МВт и ежегодное производство плутония 270 кг/год сохранялись всеми тремя реакторами до их закрытия.<ref>''Дьяков А.'' [http://scienceandglobalsecurity.org/ru/archive/sgsr19diakov.pdf История производства плутония в России] // Science and Global Security, 2011, Volume 19, pp. 28-45</ref> ==== AИ-ИР реактор ==== AИ-реактор, введенный в действие 22 декабря 1951 года с проектной мощностью 40 МВт, был поначалу спроектирован на получение трития. Его графитовая кладка имеет 248 каналов. Реактор поначалу был запитан ураном с обогащением до 2 % урана-235. Уменьшение отношения уран-238/уран-235 от примерно 140 в естественном уране до 50 наряду с уменьшением производства плутония сделали большее количество нейтронов доступными для образования трития. Реактор производил также значительное количество плутония, но из-за большого выгорания топлива и возникшего увеличения содержания плутония-240 этот плутоний не был использован для оружия.<ref>''Дьяков А.'' [http://scienceandglobalsecurity.org/ru/archive/sgsr19diakov.pdf История производства плутония в России] // Science and Global Security, 2011, Volume 19, pp. 28-45</ref> За период с 1952 по 1956 годы уровень мощности реактора AИ составлял примерно 50 МВт. В 1956 году его переделали, заполнили ураном с 10%-ным обогащением, а уровень мощности вырос. В 1966 году реактор был поставлен на капитальный ремонт и возобновил работу в январе 1967 года, когда обогащение снова выросло (до 80-90 %). C 1967 до 1987 года он использовался в первую очередь для испытаний облучением материалов — кандидатов во вкладыши в каналы и в покрытие топливных элементов. Он также изготовлял кобальт-60 и полоний-210, а 25 мая 1987 года его закрыли.<ref>''Дьяков А.'' [http://scienceandglobalsecurity.org/ru/archive/sgsr19diakov.pdf История производства плутония в России] // Science and Global Security, 2011, Volume 19, pp. 28-45</ref> ==== Реакторы на тяжёлой воде ==== Четыре производственных реактора, где тяжелая вода используется для замедления нейтронов и для охлаждения также построены на площадке «Маяк». Все они сконструированы в ОКБМ.<ref>''Дьяков А.'' [http://scienceandglobalsecurity.org/ru/archive/sgsr19diakov.pdf История производства плутония в России] // Science and Global Security, 2011, Volume 19, pp. 28-45</ref> Реактор ОК-180 загружался 15 тоннами уранового топлива и 37,4 тоннами тяжелой воды. Он способен произвести 0,1 кг плутония в день или 32 кг в год. Хотя сначала он предназначался для производства плутония, через два года его загрузили обогащенным (2 % урана-235) ураном и использовали для производства урана-233, кобальта-60, фосфора-32 и трития. Три другие тяжело-водные реакторы использовались, чтобы получать тритий для оружия, а также другие изотопы. Единственный всё ещё работающий реактор на тяжелой воде — это «Людмила», производящая некоторое количество трития, но 75 % её возможностей используются на производство медицинских изотопов.<ref>''Дьяков А.'' [http://scienceandglobalsecurity.org/ru/archive/sgsr19diakov.pdf История производства плутония в России] // Science and Global Security, 2011, Volume 19, pp. 28-45</ref> ==== Реактор «Руслан» ==== Реактор «Руслан» — это реактор с графитовым отражателем, помещённый в бассейн с обычной (лёгкой) водой и обладающий проектной мощностью около 800 МВт. Он был запущен 12 июня 1979 года для производства трития. С начала 1985 года его мощность была увеличена до 1100 МВт. Хотя этот реактор сейчас используется в основном для получения трития, его применяют также для легирования кремния в электронных схемах фосфором.<ref>''Дьяков А.'' [http://scienceandglobalsecurity.org/ru/archive/sgsr19diakov.pdf История производства плутония в России] // Science and Global Security, 2011, Volume 19, pp. 28-45</ref> === Сибирский химический комбинат === Пять реакторов для производства плутония были построены и работали на площадке Томск-7. Все они использовали графит для замедления нейтронов и обычную воду для охлаждения. Первый реактор — И-1 имел систему охлаждения с однократным прохождением воды, но остальные четыре реактора имели замкнутые первичные контуры с теплообменниками, которые вырабатывали пар для получения электричества и нагрева жилых помещений.<ref>''Дьяков А.'' [http://scienceandglobalsecurity.org/ru/archive/sgsr19diakov.pdf История производства плутония в России] // Science and Global Security, 2011, Volume 19, pp. 28-45</ref> Реакторы И-1 и ЭИ-2 были спроектированы в НИИЭТ (Научно-исследовательский институт электротехники) главным конструктором Н. Долежалем. В реакторе И-1 было 2001 каналов (65 каналов для контрольных стержней), а его конструкция и мощность были практически такими же, что и у реакторов серии АВ. Реактор ЭИ-2 был первым реактором двойного назначения, созданным в СССР. Его главной задачей было производство плутония, но выделившееся в этом процессе тепло от деления использовалось для генерирования 100 МВт электро-энергии и 200 МВт тепла для отопления жилого района. В графитовой сборке реактора было столько же каналов, что и у реактора И-1, но первичный контур с водой для охлаждения был сделан замкнутым и работал при более высоких давлениях, чем при однократном прохождении воды, как в И-1. В результате добавленной сложности операторы столкнулись с трудностями, особенно в первые годы.<ref>''Дьяков А.'' [http://scienceandglobalsecurity.org/ru/archive/sgsr19diakov.pdf История производства плутония в России] // Science and Global Security, 2011, Volume 19, pp. 28-45</ref> Три реактора АДЭ также были спроектированы в ОКБМ для снабжения жилых районов теплом и электричеством вместе с получением плутония и работы при мощности 1450 МВт. Их графитовые кладки имели по 2832 канала каждая, из которых 132 были использованы для контрольных стержней. Для увеличения нейтронного потока во внешней части активной зоны 92 топливных канала были загружены обогащенным на 90 процентов топливом из металолокерамики. В активной зоне каждого реактора содержалось 300 тонн топлива из естественного урана. При увеличенной мощности до 1900 МВт разгружалось 65 кг плутония через 42 полных дня работы при такой мощности. Ежегодно более 1200 тонн облучённого топлива, содержащего примерно 500 кг плутония, выгружалось из каждого реактора.<ref>''Дьяков А.'' [http://scienceandglobalsecurity.org/ru/archive/sgsr19diakov.pdf История производства плутония в России] // Science and Global Security, 2011, Volume 19, pp. 28-45</ref> === Горно-химический комбинат === Три реактора, производившие плутоний, типов АД и АДЭ были построены на площадке в [[Железногорск]]е (Красноярск-26) между 1958 и 1963 годами. Они были расположены в подземных тоннелях для защиты от ядерного нападения противника. Как и реакторы типа АДЭ в Томске-7, красноярские реакторы были сконструированы в ОКБМ с проектной мощностью 1450 МВт каждый. Реактор АД охлаждался проточной водой. Реакторы АДЭ-1 и АДЭ-2 были предназначены для двух задач, но АДЭ-1 работал на проточной воде.<ref>''Дьяков А.'' [http://scienceandglobalsecurity.org/ru/archive/sgsr19diakov.pdf История производства плутония в России] // Science and Global Security, 2011, Volume 19, pp. 28-45</ref> Реакторы Красноярска-26 произвели по оценкам 45,7 тонны плутония оружейного качества, включая 4,5 тонны плутония, изготовленного за период 1996—2010 годов, когда реактор АДЭ-2 работал на уменьшенной мощности исключительно для обогрева жилого района.<ref>''Дьяков А.'' [http://scienceandglobalsecurity.org/ru/archive/sgsr19diakov.pdf История производства плутония в России] // Science and Global Security, 2011, Volume 19, pp. 28-45</ref>

---

Описание изменений:

Отменить | Справка по редактированию (в новом окне)