13вестна специалистам, ►дет происходить реак-

(3.12)

ня, невелико [48]:

чем сгоревших ядер [ия и (п,2п)-реакции. Затываться

(3.13)

г урана-233, то одно-ром деления не хуже

в уране-233, которую 233 должно делиться

)ому его уменьшению:

(3.14)

яцентрацию урана-232

(3.15)

зжаться около грамма lecKHx констант и по-нергозаряде уран-233

идет на создание новых энергозарядов. Эта концентрация может быть изменена, если значительную долю нарабатываемого в КВС урана-233 сжигать в реакторах вторичной ядерной энергетики (ВЯЭ), а отработанное топливо ВЯЭ перерабатывать в КВС. Но изменение вряд ли будет большим, так что в любом случае уран-233 в КВС будет содержать около 0,1 % урана-232.

3.3.4. Радиационная опасность урана КВС

Уран-232 имеет намного меньший, чем уран-233, период полураспада: Ту2 = 72 года, соответственно а-активность примерно в 2 тысячи раз выше:

-20 Ки/г, а вместе с дочерними продуктами примерно через 10 лет достигает -120 Ки/г (максимум). Таким образом, а-активность килограмма урана-233, содержащего 1 г урана-232, составит -130 Ки. Сам по себе а-распад не создает проблем с радиационной защитой, так как сопровождается выходом у-излучения невысоких энергий (при распаде урана-232 с вероятностью 0,08 % испускается фотон с энергией 0,13 МэВ).

Ситуация резко меняется, когда в излучении материала или продуктов его распада появляются излучения, обладающие высокой проникающей способностью.

949 908

в цепочке (3.16) распада U присутствует Т1, испускающий на каждый (З-распад с вероятностью 100 % у-квант с энергией 2,614 МэВ и с вероятностью 86 % у-квант с энергией 0,583 МэВ.

и

а

->

72 года 220г. а

1,9 лет

а

55,3 с ос , 208

а

0,145 с

3,6 ди.

10,6 ч

2,8 ч

Р~,у(2,6 МэВ), у(0,6МзВ)

1,6 ч

3,1 мин -212ро

а

310~\

208рь

(3.16)

На рис. 3.3 показана зависимость от времени интенсивности выхода у-квантов

с энергией 2,6 МэВ из 1 г мгновенно созданного урана-232. Если бы после распада ядра урана-232 все последующие превращения происходили мгновенно, интенсивность жесткого у-излучения сразу бьша бы -7,8 10 кв/(с г). На самом деле нарастание интенсивности определяется временем полураспада тория-228 (1,9 лет), наибольшим в этой цепочке, и через 3 года интенсивность будет близка к предельной. Далее, лет через 10... 15, интенсивность начнет спадать, так как заметно уменьшится количество ядер урана-232, и скорость спада будет определяться периодом его полураспада (72 года).

Деталь энергозаряда из урана-233 массой 1 кг, изготовленная через месяц

после выделения урана, будет иметь у-активность -1 Ки (1 Ки = 3,7 10* с^).

Трудность обращения с таким источником несомненна: на расстоянии 0,5 м мощность дозы составит X == 4 Р/ч. Та же деталь, изготовленная из урана, выделенного сутки тому назад, для персонала безопасна.

Час Сутки Месяц

Л^, кв/(с-г)

Год

X, Р/час

10- 10 Ю t,z

Рис. 3.3. Зависимость интенсивности у-излучения jV урана от времени t,

прошедшего с момента его выделения (нормировка на 1 г урана-232, содержащегося в 1 кг урана-233). Мощность дозы X на расстоянии 0,5 м.

Мощность дозы начального мягкого излучения ( £.1, = 0,13 МэВ) снижается свинцовым экраном толщиной 1 см до уровня естественного фона

Сейчас трудно сказать, за какое время до взрыва энергозаряда будет вьщелен (например, химическим способом) предназначенный для него уран. Отметим только, что у персонала КВС имеется резерв времени для безопасной работы с ураном. В то же время быстрое нарастание интенсивности у-излучения урана, наработанного в КВС, исключает его неконтролируемое перемещение: 1 кг урана после месяца хранения без труда обнаруживается дозиметром на расстоянии в 100 м.

Проблема радиационной безопасности обращения с ураном-233, неизбежно загрязненным ураном-232, обусловливает необходимость решения вопроса автоматизации или роботизации процесса изготовления энергозарядов.

Другая проблема, постоянно поднимаемая нашими оппонентами при обсуждениях КВС, - проблема нераспространения ядерного оружия при массовом производстве в КВС ядерных материалов - решается путем организации радиационного контроля на контрольно-пропускных пунктах. Возможность этого, как было показано выше, заложена в самой схеме воспроизводства топлива в КВС.

33.5. Баланс

Дейтерий 1 одного протона -2,2 МэВ. В вод

топ JH называют

ляла на мировом тротилового экви первичной энерги Заметим, что и нефти), заключ(

содержится дейте

было около 2,5 К Напомним, 41

Исходное топливо

Суммарно:

в результате лых частиц и ше 3 МэВ энергии, ее лообмена и обмен горящего дейтерш большие темпера! тиевой смеси. От кой, чтобы энергр оставалась внутри новная доля нейт] терную для облас!

После основн толщина его умен

,: на расстоянии 0,5 м )вленная из урана, вы-

3.3.5. Баланс реакций горения дейтерия

Год

X, Р/час

!нный фон

□ШШПШЖ

t, с

)ана от времени t,

1 г урана-232,

расстоянии 0,5 м.

гается свинцовым экраном

озаряда будет выделен X) уран. Отметим толь-сной работы с ураном, гния урана, наработан-

1 кг урана после месящий в 100 м. аном-233, неизбежно решения вопроса ав-озарядов.

шонентами при обсу-эружия при массовом t путем организации (Шктах. Возможность спроизводства топли-

Дейтерий \ D

стабильный изотоп водорода, ядро которого состоит из

одного протона и одного нейтрона, энергия связи нейтрона с протоном -2,2 МэВ. В водороде планеты содержится 0,015 % дейтерия (основной изотоп ] Н называют иногда протием). Стоимость дейтерия в 1960-х годах составляла на мировом рынке 140 долл./кг, то есть чуть больше доллара за килотонну тротилового эквивалента, или около 1 цента за тонну нефтяного эквивалента первичной энергии.

Заметим, что в дейтерии, содержащемся в одной тонне воды (как, впрочем, и нефти), заключено около 10 ТНЭ энергии. Всего же в воде мирового океана

содержится дейтерия примерно на 10 ТНЭ, в то время как нефти на планете

бьшооколо2,510 т,аугля-5102 ТНЭ.

Напомним, что при горении дейтерия реакции идут по следующим каналам:

Продукты

Исходное топливо

Промежуточное топливо

+ гНе

Суммарно:

горения

1н

2He+iH

2Не + 2Н + 2л

Энергия, МэВ

4,03

17,6 3,27

18,3 43,2

(3.17)

В результате полного сгорания образуется смесь, состоящая из шести тяжелых частиц и шести электронов. На каждую частицу приходилось бы более 3 МэВ энергии, если бы реализовалось 100 %-е сгорание дейтерия, не было теплообмена и обмена частицами с окружением дейтерия. Фактически температура горящего дейтерия ниже 1 МэВ. Вместе с тем для зажигания дейтерия требуются большие температура и оптическая толщина (рг), чем в случае дейтерий-тритиевой смеси. Оптическая толщина дейтерия должна быть, по крайней мере, такой, чтобы энергия термоядерных реакций, уносимая в основном нейтронами, оставалась внутри области, занятой горящим дейтерием. Это означает, что основная доля нейтронов должна замедлиться и приобрести температуру, характерную для области локализации дейтерия.

После основной фазы горения дейтерий начинает разлетаться и оптическая толщина его уменьшается. Нейтроны начнут выходить из дейтерия и продуктов