Производство плутония и трития для ядерного оружия. Почему мы отказались от производства оружейного плутония? Тяжелые изотопы плутония

Давайте коротко припомним историю подписания СОУП-2000 с двух разных сторон: 1) конкретно о плутонии и 2) в связке с договорами СНВ-I и СНВ-III - договор о Сокращении Наступательных Вооружений.

СНВ-2 подробно анализировать не имеет смысла, но коротко коснемся. В 1993 году президент РФ Ельцин Б.Н. и президент США Джордж Буш подписали договор СНВ-II. Если коротко, то по нему стороны обязались отказаться от использования баллистических ракет с разделяющимися головными частями индивидуального наведения. Мотив понятен - уж очень опасно, слишком велик риск эскалации международного напряжения и глобального конфликта. Но 1993 год был слишком бурным в России, чтобы дело дошло до ратификации этого договора, судьба которого оказалась весьма короткой. ВС РФ, а затем Госдума проводили дебаты, вносили изменения вплоть до 2002 года, в котором США в одностороннем порядке вышли из договора об ограничении ПРО. В ответ правительство России просто отказалось от ратификации СНВ-2.

Джордж Буш (США) и Михаил Горбачев (СССР), Фото: gazeta.eot.su

Но подписание СНВ-II и отказ от его ратификации не отменили действие СНВ-I, подписанного еще СССР и США в далеком 1991 году 31 июля Горбачевым и Джорджем Бушем-старшим. По этому договору СССР должен был ограничить себя 6’000 ядерных боеголовок, а США - 8’500. Выполнение договора было затруднено «небольшой проблемой» - распался СССР. Однако 23 мая 1992 был подписан Лиссабонский договор, сторонами которого были США, Россия, Белоруссия, Украина и Казахстан, в соответствии с которым к СНВ-1 присоединились последние три государства. Белоруссия, Украина и Казахстан - государства, на территории которых в 1992 году оставались бывшие общие ядерные арсеналы СССР. По Лиссабонскому договору Белоруссия, Украина и Казахстан взяли на себя обязательства или уничтожить ядерное оружие, оказавшееся на их территории, либо передать его России. 6 декабря 2001 года Россия и США заявили, что полностью выполнили свои обязательства по СНВ-1.

Что означали сокращения ядерных боеголовок для нашего и американского атомных проектов? Часть наработанных в годы «холодной войны» запасов оружейного урана и оружейного плутония оказались просто «лишними» для оборонных программ обоих государств. Это стало основой для соглашения, а затем контракта ВОУ-НОУ 1993-1994 годов и началом к подготовке СОУП. С плутонием вопрос технически значительно сложнее, чем с ураном: в 1992 еще никто не понимал, каким способом можно избавиться от опасного радиоактивного вещества с периодом полураспада 24’000 лет. Первый шаг был очевиден: Россия и США обязались закрыть и ликвидировать все атомные реакторы по наработке оружейного плутония.

«Не совсем пока понимаем, как уничтожать, но уж новые запасы делать точно не будем».

В те же годы свой первый опыт по производству МОКС-топлива начала нарабатывать Франция, но в используемой в этой стране технологии использовался плутоний только и исключительно из ОЯТ (отработанного ядерного топлива). Как использовать для той же цели плутоний оружейный, было совершенно непонятно, но уже тогда ведущие специалисты понимали, что именно переработка оружейного плутония в МОКС-топливо и последующее его «сжигание» в реакторах АЭС и есть самый надежный способ его утилизации. В октябре 1996 года эксперты нескольких стран провели встречу в Париже, по итогам которой переработка оружейного плутония в МОКС-топливо была признана предпочтительной схемой утилизации, а так называемая «иммобилизация» была признана дополнительным вариантом.

Иммобилизация, если кратко - технологический прием, при котором плутоний включают в состав химически устойчивого соединения с какими-то другими химическими элементами, полученную «смесь» в комплекте с замедлителями нейтронов (чтобы застраховаться от цепной реакции деления) помещают в капсулу из особого сорта стекла, капсулу помещают в стальной контейнер, стальной контейнер «хоронят» в глубоких геологических формациях. Сказка о кощеевой игле на новый лад, вызывающая здоровый скепсис. Химическое соединение как создается, так и разрушается, для этого меч-кладенец не требуется. Вечное хранение в глубоких геологических структурах - теоретически замечательное мероприятие, ни разу пока не реализованное на практике, а речь не просто о некоем радиактивном веществе, а о важнейшем компоненте атомного и термоядерного оружия.

С 1998 года действовало российско-американское межправительственное соглашение о научно-техническом сотрудничестве в области обращения с плутонием, выводимом из военных программ, эксперты приступили к выработке всех пунктов Соглашения-2000. Первоначально планировалось начать утилизацию не позднее 2007 года: по 34 тонны для каждой стороны со скоростью не менее 2 тонн в год. Но технология не желала сдаваться быстро и просто - поэтому последовали дополнительные протоколы 2006 и 2010 годов, по последнему из которых фактическое уничтожение оружейного плутония должно было начаться в 2018 году. При этом единственно возможной технологией был выбран основной вариант: МОКС-топливо - реактор АЭС. Любое изменение возможно только при письменном согласии обеих сторон - очевидно, что таким образом Россия уже тогда страховалась от попыток США использовать иммобилизацию.

Энергоблок № 4 Белоярской АЭС с реактором на быстрых нейтронах БН-800, Фото: sdelanounas.ru

Страховка была совершенно логична для России и Росатома прежде всего именно по техническим причинам. Ни наши обычные АЭС, ни реактор на быстрых нейтронах БН-600 МОКС-топливо еще не использовали, переход на него - не самое дешевое удовольствие, требующий серьезных инвестиций. Но, тем не менее, Россия последовательно и аккуратно выполняла взятые на себя обязательства: строила реактор БН-800, разрабатывала технологию переработки в МОКС-топливо оружейного плутония, аккуратно завершив эту разработку строительством уникального завода в Железногорске. Это единственный мире завод, способный превратить в МОКС-топливо плутоний и из ОЯТ, и плутоний оружейный. И снова очевидно, что и тут Росатом перестраховывался: не будем перерабатывать оружейный по соглашению с США - пустим в ход наше ОЯТ, продвигая практическую реализацию технологии замкнутого ядерного топливного цикла. Не сделаем этого - потенциально можем получить «мертвый» завод, зарытые в бетон государственные инвестиции.

США с технологией «оружейный плутоний - МОКС-топливо - реактор АЭС» не справились от слова «совсем». Нет ни технологии, ни, тем более, завода по производству МОКС-топлива. Нет ни одного промышленного реактора на быстрых нейтронах. Не получено ни одной лицензии МАГАТЭ на использование МОКС-топлива в обычных реакторах. При этом, согласно протокола к СОУП от 2010 года, напоминаю, практическое уничтожение плутония должно было начаться в 2018 году - то есть у американцев оставалось в запасе не более полутора лет. И даже в том случае, если бы Россия закрыла на все это глаза и согласилась на пресловутую иммобилизацию, американцы не способны за такой срок реализовать и ее: ну, нет у них ни одного хранилища в глубокой геологической формации! Проект Юкка-Маунтин заморожен, оставлен без финансирования, никакой определенной позиции по этому проекту нет ни у мадам Клинтон, ни у господина Трампа. Прием РАО в хранилище WIPP как был приостановлен после пожара в 2014 году, так и не возобновляется до сих пор «по техническим причинам». Куда «иммобилизировать», извините?

Владимир Путин (Россия), Фото: http://politikus.ru/

С учетом всего сказанного, создается впечатление, что сегодняшний закон нет ни малейшего смысла называть неким «ультиматумом» с нашей стороны. На наш взгляд, Владимир Владимирович, в общем-то, спас имидж США от неизбежного позора: если бы не его инициатива о приостановке действия СОУП, новый президент Америки просто вынужден был бы признаться в том, что его государство не способно выполнять взятые на себя обязательства по причине своей технологической несостоятельности. Но и прощать этих безнадежных ребят Россия не намерена - условия , на которых Россия готова возобновить действие СОУП, требуют полного изменения всей внешней политики США. «Ничего личного, только бизнес» - если господа американцы вдруг забыли ими же придуманную присказку, им ее припомнили. Жестко? Безусловно.

Но ни Путин лично, ни Росатом в частности, ни Россия вообще не виноваты в том, что у нынешнего поколения американских атомщиков руки растут из … м-м-м… не из плеч, в общем. То, что Буш-младший отказался от внесения на рассмотрение Конгресса США договора о сотрудничестве с Россией в атомной отрасли из-за «агрессии России в Южной Осетии и в Абхазии» - тоже не наша головная боль. Был у американцев шанс перенять успешный опыт в самых разных направлениях атомного проекта - они от него отказались. Самостоятельно они смогли только угрохать 7,7 млрд долларов на освоение технологии переработки оружейного плутония в МОКС-топливо, выдав на-горА нулевой результат.

Какой может быть судьба оружейного плутония, не нужного для оборонных программ, сегодня можно только гадать. Россия в одностороннем порядке уничтожать его не намерена, разработанная технология, реализованная для завода в Железногорске, позволяет заниматься решением проблем ОЯТ и замкнутого топливного цикла - тут мы ничего не потеряли. Но приостановка действия СОУП-2000 дает серьезнейшие аргументы самым тревожным настроениям, подпитывая призрак новой «холодной войны». Речь - о СНВ-III, подписанном Россией и США 10 марта 2010 года и ратифицированном в 2011.

Барак Обама (США) и Дмитрий Медведев (Россия), Фото: Defence.ru

Этот договор содержит новые ограничения на количества ядерных боезарядов, но стоит помнить, что при его ратификации Государственной Думой было принято еще и заявление депутатов, в котором указана необходимость отслеживания строительства системы американской ПРО в Европе, а также необходимость вывода с континента тактического ядерного оружия США. Заявления эти были ответом на резолюцию, принятую Сенатом США при ратификации СНВ-III:

«Новый договор не накладывает органичений на создание системы ПРО».

Очевидно, что обе стороны обеспечили себе возможность выхода из СНВ-III, («хотите ограничить нашу ПРО? Мы выходим из СНВ!» против «хотите продолжать разворачивать ПРО? Мы выходим из СНВ!»), а остающиеся не уничтоженными 34 тонны плутония делают такой выход достаточно «зловещим». Напоминаем, что военные специалисты для некой «условной» боеголовки в наше время считают необходимым всего 25 кг оружейного плутония. Калькулятор подскажет, каким количеством нового ядерного оружия может обернуться отказ от СНВ-III: теоретически это позволяет создать 1’360 новых боеголовок и России, и Соединенным Штатам.

Межконтинентальная баллистическая ракета “Тополь-М”, Фото: 3mv.ru

Но учтем, однако, еще одну техническую деталь. В состав атомной бомбы, помимо оружейного плутония, входит еще и оружейный уран. Оружейный уран - компонент и термоядерной бомбы. Если кто-то забыл, оружейным считается уран, содержание изотопа уран-235 в котором составляет 90%. По обоюдной договоренности, наработка оружейного урана прекращена по обе стороны океана, но мы ведь гипотезу строим, исходя из того, что новый виток эскалации напряженности будет совсем уж тугим, не так ли? В США количество предприятий, потенциально способных нарабатывать оружейный уран, равно нулю (за что, разумеется, отдельное «спасибо» мужу нового кандидата на пост президента США, столь удачно приватизировавшему Американскую Обогатительную Компанию). В России же количество таких предприятий равно четырем. Вот с учетом этого обстоятельства давайте, наконец, и переведем текст нового закона на понятный язык. Да, это всего лишь наш «самопальный» вариант перевода, но критикам придется начинать с поиска дырок в логике. А мы, как и обычно, будем рады услышать конструктивную критику. На наш взгляд, «перевод» выглядит приблизительно так.

«Господа американские партнеры! Вы не способны утилизировать плутоний, поскольку вы просто не обучаемы, поскольку вы загнали свою атомную отрасль в клоаку. Давайте забудем об этом самом СОУП, пусть «лишний» оружейный плутоний останется для вас и для нас стратегическим резервом. Но при этом ни вы, ни мы не забудем, что оружейный уран вы наработать просто не сможете: сами вы с центрифугами не справились, а прикупить технологию на стороне вам не позволит Договор о нераспространении ядерного оружия. И, даже если вы положите с прибором и на него, вы по времени проигрываете лет 5-10: пока вы построите заводы, пока освоите новую для вас технологию, мы новые боеголовки успеем создать и поставить на боевое дежурство. Давайте смотреть правде в глаза: вы, господа партнеры, ядерную гонку вооружений против нас не способны выиграть ни при каких раскладах. Потому последний раз предлагаем: давайте жить мирно, занимаясь каждый своими делами. Что такое «заниматься своими делами», понять не можете? Нет проблем, перечисляем» - и далее по тексту идут условия возвращения России к действию СОУП-2000.

Стоит, пожалуй, еще раз заострить внимание на том, что безнадежное отставание США в атомном проекте - не результат каких-то козней, интриг со стороны России. Не бегал Путин с Кириенко с черными пистолетами, подметных писем не писали, все - «Сама-сама-сама». Американцы не отстали - они просто встали на тормоз, самоуспокоились после победы в «холодной войне», после краха СССР. А Россия, ее Росатом - шагали себе и шагали.

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.

Плутоний (plutonium) Pu, - искусственно полученный радиоактивный химический элемент, Z=94, атомная масса 244,0642; относится к актинидам. В настоящее время известно 19 изотопов плутония. Самый лёгкий из них 228 Ри (71/2=1,1 с), самый тяжёлый ^Pu (7i/ 2 =2,27 дн), 8 ядерных изомеров. Наиболее устойчив изотоп 2А- 236, 238, 239, 240, 242 и 244: 21013, 6,29-ю 11 ,2,33-ю 10 ,8,51109, 3,7-ю 12 ,1,48-ю 8 и 6,66-юз Бк/г, соответственно. Средняя энергия a-излучения изотопов с А= 236, 238, 239, 240, 242 и 244 равна 5,8, 5,5, 5,1, 5,2, 4,9 и 4,6 МэВ, соответственно. Лёгкие изотопы плутония (2 з 2 Ри, 2 34Pu, 235Pu, 2 з7Ри) претерпевают электронный захват. 2 4"Ри - р-излу"чатель (Ер=0,0052 МэВ). Практически самый важный - 2 з9Ри (7|/ 2 =2,44-Ю4 лет, а-распад, самопроизвольное деление (з,мо- ю %)) делится под действием медленных нейтронов и используется в ядерных реакторах в качестве горючего, и в атомных бомбах, как вещество заряда.

Плутоний-236 (7i/ 2 =2.85i лет), а-излучатель: 5,72МэВ (30,56%) и 5,77 МэВ (69,26%), дочерний нуклид 2 3 2 U, удельная активность 540 Ки/г. Вероятность спонтанного деления кг 6 . Скорость самопроизвольного деления 5,8-ю 7 делений на 1 г/час соответствуют периоду" полураспада для этого процесса 3,5-109 лет.

Может быть получен по реакциям:

Этот изотоп образуется также при распаде а-излучателя 2 4оСш (7i/ 2 =27 дн) и р-излучателя 23 6m Np (7i/ 2 =22 ч). 2 з 6 Ри распадается по следующим направлениям: а-распад, вероятность 100% и самопроизвольное деление (вероятность

Плутопий-237 (7!/ 2 =45> 2 дн), дочерний продукт 2 37Np. Может быть получен бомбардировкой природного урана ионами гелия с энергией 40 МэВ по ядерным реакциям:

Он в небольших количествах образуется и при облучении урана реакторными нейтронами. Основной типа распада - электронный захват

(99%, характеристическое рентгеновское излучение, дочерний продукт ^Np), но имеет место а-распад с образованием 2 ззи и слабое у-излучение, период полураспада 45,2 дня. 2 з7Рц находит применение в системах контроля химического выхода плутония в процессе его выделения из образцов компонентов окружающей среды, а также для исследований метаболизма плутония в человеческом организме

Плутоний-238, 7*1/2=87,74 лет, а-излучатель (энергии 5,495(76%), 5,453(24%) и 5,351(0,15%) МэВ, слабый у-излучатель (энергии от 0,044 ДО 0,149 МэВ). Активность 1 г этого нуклида ~6зз,7 ГБк (удельная активность 17 Ки/г); каждую секунду в этом же количестве вещества происходит -1200 актов спонтанного деления. Скорость самопроизвольного деления 5,1-ю 6 делений на 1 г/час соответствуют периоду полураспада для этого процесса 3,8-10 ю лет. При этом развивается очень высокая тепловая мощность: 567 Вт/кг. Г Д ел=3,8-10 ю лет. Поперечное сечение захвата тепловых нейтронов а=500 барн, сечение деления под действием тепловых нейтронов -18 барн. Он обладает очень высокой удельной а-радиоактивностью (в 283 раза сильнее ^Ри), что делает его много более серьезным источником нейтронов от реакций (а, п).

• 2 з 8Ри образуется в результате следующих распадов:
  • (3 -распад нуклида 2 3 8 Np:

2 з 8 Ри образуется в любом ядерном реакторе, работающем на природном или малообогащённом уране, содержащем в основном изотоп 2 з 8 и. При этом происходят следующие ядерные реакции:

Он также образуется при бомбардировке урана ионами гелия с энергией 40 МэВ:

гаснад ^”ги происходит но следующим направлениям: а-распад в 2 34U (вероятность юо%, энергия распада 5,593 МэВ):

энергия испускаемых а-частиц 5,450 мэь (в 2«,9«% случаев; и 5,499 мэь (.в 70,91% случаев). Вероятность спонтанного деления 1,9-ю -7 %.

При а-распаде 2 з 8 Ри выделяется 5,5 МэВ энергии. В источнике электричества, содержащем один килограмм 2 -з 8 Ри, развивается тепловая мощность ~5бо ватт. Максимальная мощность такого же по массе химического источника тока - 5 ватт. Существует немало излучателей с подобными энергетическими характеристиками, но одна особенность 2 з»Ри делает этот изотоп незаменимым. Обычно а-распад сопровождается сильным у- излучением. 2 з 8 Ри - исключение. Энергия у-квантов, сопровождающих распад его ядер, невелика. Мала и вероятность самопроизвольного деления ядер этого изотопа. 288 Ри применяется для изготовления атомных электрических батарей и нейтронных источников, в качестве источников питания для электрокардиостимуляторов, получения тепловой энергии в космических аппаратах, в составе радиоизотопных дымовых детекторов и т.п.

Плутоний-239, 71/2=2.44-ю 4 лет, а-распад юо%, полная энергия распада 5,867 МэВ, испускает а-частицы с энергиями 5,15 (69%), 5,453 (24%) и 5,351(0,15%) и слабое у-излучение, поперечное сечение захвата тепловых нейтронов ст=271-барн. Удельная активность 2,33109 Бк/г. Скорость самопроизвольного деления 36 дел/г/час соответствуют 7”дел= 5,5-10*5 лет. 1 кг 2 39Ри эквивалентен 2,2-107 киловатт-час тепловой энергии. Взрыв 1 кг плутония равен взрыву 20000 тонн тротила. Единственный изотоп плутония, используемый в атомном оружии. 2 39Ри входит в состав семейства 2П+3- Продуктом его распада является 2 35U. Этот изотоп делится под действием тепловых нейтронов и используется в ядерных реакторах в качестве гошочего. 2 39Ри получается в ялепных пеактопах по пеакпии:

Поперечное сечение реакции -455 барн. *39Ри образуется также при

бомбардировке урана дейтронами с энергией выше 8 МэВ по ядерным реакциям:

а также при бомбардировке урана ионами гелия с энергией 40 МэВ
самопроизвольное деление, вероятность 1,36-10*7%.

Отделение плутония от урана, проводимое химическими методами, представляет относительно более простую задачу, чем разделение изотопов урана. Вследствие этого стоимость плутония в разы ниже стоимости 2 ззи. Когда ядро 2 39Ри делится нейтронами на два осколка примерно равной массы, выделяется около 200 МэВ энергии. Способен поддерживать цепную реакцию деления. Относительно короткий период полураспада 2 39Ри (по сравнению с ^и) подразумевает значительное выделение энергии при радиоактивном распаде. 2 39Рц производит 1,92 Вт/кг. Хорошо теплоизолированный блок плутония разогревается до температуры свыше 100° за два часа и вскоре до точки a-p-перехода, что представляет проблему для конструирования оружия из-за изменения объёма при фазовых переходах плутония. Удельная активность 2 39Pu 2,28-ю 12 Бк/г. 2 39Ри легко делится тепловыми нейтронами. Делящийся изотоп 239 Pu при полном распаде даёт тепловую энергию, эквивалентную 25000000 квт-час/кг. У 2 39Ри поперечное сечение деления на медленных нейтронах 748 барн, сечение радиационного захвата 315 барн. 2 39Pu имеет большие сечения рассеивания и поглощения, чем уран и большее число нейтронов при делении (3,03 нейтрона на один акт деления по сравнению с 2,47 у 2 ззи), и, соответственно, меньшую критическую массу. Чистый 2 39Pu имеет среднюю величину испускания нейтронов от спонтанного деления -30 нейтронов/с-кг (-10 делений/с).-

Плутоний-240, 71/2=6564 л, а-распад, удельная активность 8,51-109 Бк/г. Скорость самопроизвольного деления 1,6-ю 6 дел/г/час, Ti/2=i,2-io u л. 24°Ри имеет втрое меньшее эффективное сечение захвата нейтрона, чем 239 Ри и в большинстве случаев превращается в 2 4*Pu.

24ор и образуется при распаде некоторых радионуклидов:

Энергия распада 5,255 МэВ, а-частицы с энергиями 5,168 (72,8%), 5,123 (27,10%) МэВ;

Спонтанное деление, вероятность 5,7-ю -6 .

В урановом топливе содержание ^Ри увеличивается в процессе работы реактора. В отработанном топливе ядерного реактора -70% *з9Ри и 26% 2 4°Ри, что затрудняет изготовление атомного оружия, поэтому оружейный плутоний получается на специально предназначенных для этого реакторах путём переработки урана после нескольких десятков дней облучения. *4°Ри - основной изотоп, загрязняющий оружейный 2 39Ри. Уровень его содержания важен из-за интенсивности спонтанного деления - 415000 дел/с-кг, испускается юооооо нейтронов/с-кг, так как каждое деление рождает 2,26 нейтрона - в 30000 раз больше, чем у равной массы 2 39Ри. Наличие всего 1% этого изотопа производит так много нейтронов, что пушечная схема заряда утке неработоспособна - начнётся раннее инициирование взрыва и заряд будет распылён до того, как взорвётся основная масса взрывчатки. Пушечная схема возможна только при юо% содержании *39Ри, добиться чего практически не реально. Поэтому плутониевые бомбу собирают по имплозивной схеме, которая допускает использование плутония довольно сильно загрязнённого изотопом ^Ри. В оружейном плутонии содержание 2 4°Ри

Вследствие более высокой удельной активности (1/4 от 2 39Ри), тепловой выход выше, 7.1 Вт/кг, что обостряет проблему перегрева. Удельная активность ^Ри 8,4109 Бк/г. Содержание ^Ри в оружейном плутонии (0,7%), в реакторном (>19%). В топливе для тепловых реакторов присутствие 24 °Ри нежелательно, но этот изотоп служит топливом в быстрых реакторах.

Плутоний-241, Г,/2=14 л, дочерний продукт 241 Am, р- (99%, ?рмакс=0,014 МэВ), а (1%, две линии: 4,893 (75%) и 4,848 (25%) МэВ) и у-излучатель, удельная активность ^Ри 3,92-ю 12 Ки/г. Получается при сильном облучении плутония нейтронами, а также в циклотроне по реакции 2 3 8 U(a,n) 241 Pu. Этот изотоп делится нейтронами любых энергий (поперечное сечение поглощения нейтронов у ^‘Ри на 1/3 больше, чем у ^Фи, сечение деления тепловыми нейтронами около юоо барн, вероятность деления при поглощении нейтрона 73%), имеет низкий нейтронный фон и умеренную тепловую мощность и потому непосредственно не влияет на удобство применения плутония. Он распадается в 241 Am, который очень плохо делится и создаёт много тепла: ю 6 Вт/кг. ^‘Ри обладает большим сечением деления на реакторных нейтронах (поо барн), что позволяет использовать его в качестве топлива. Если оружие первоначально содержит 241 Ри, то через несколько лет его реакционная способность падает, и это следует учитывать для предотвращения уменьшения мощности заряда и увеличения самонагрева. Сам 24 ‘Ри сильно не нагревается (всего 3.4 Вт/кг) несмотря на свой очень короткий период полураспада из-за очень слабого P-излучения. При поглощении нейтрона ядром 24 *Ри, если оно не делится, то переходит в 242 Pu. 241 Ри является основным источником получения ^‘Аш.

Плутоний-242 (^/2=373300 лет),

Плутоний-243 №/2=4-956 час), р"- (энергия 0,56 МэВ) и у-излучатель (несколько линий в интервале 0,09-е-о,16 МэВ) Поперечное сечение реакции 242 Pu(n,y) 243 Pu на медленных нейтронах юо барн. Образуется при p-распаде "^зРи 24 зАш, может быть получен облучением нейтронами 2 4 2 Pu. Из-за своего короткого периода полураспада, присутствует в облучённом реакторном топливе в незначительных количествах.

Плутоний-244 (Ti/ 2 =8,o*io 7 лет), а-излучатель, Е а = 4,6 МэВ, способен к самопроизвольному делению, удельная активность 6,66-105 Бк/г, поперечное сечение захвата тепловых нейтронов 0=19 барн. Это не только самый долгоживущий изотоп плутония, но и самый долгоживущий из всех изотопов трансурановых элементов. Удельная активность 2

Ещё более тяжёлые изотопы плутония подвержены p-распаду, и их время жизни лежит в интервале от нескольких дней до нескольких десятых секунды. В термоядерных взрывах образуются все изотопы плутония, вплоть до 2 57Ри. Но их время жизни - десятые доли секунды, и изучить многие короткоживущие изотопы плутония пока не удалось.

Плутоний - очень тяжёлый серебристо-белый металл, блестящий подобно никелю, когда только что очищен. Атомная масса 244,0642 а.е.м. (г/моль), радиус атома 151 пм, энергия ионизации (первый электрон) 491,9(5,10) кДж/моль (эВ), электронная конфигурация 5f 6 7s 2 . Радиус иона: (+4е) 93, (+3е) ю8 пм, электроотрицательность (по Полингу) 1,28, Т П л=639,5°, Г К ип=3235° ,плотность плутония 19,84 (a-фаза), теплота испарения плутония 80,46 ккал/моль. Давление пара плутония значительно выше давления пара урана (при 1540 0 в 300 раз). Плутоний может быть отогнан от расплавленного урана. Известны шесть аллотропных модификаций металлического плутония. При температурах

В лабораторных условиях металлический плутоний может быть получен по реакциям восстановления галогенидов плутония литием, кальцием, барием или магнием при 1200°:

Металлический плутоний получают также при восстановлении в паровой фазе при 1300 0 трифторида плутония посредством силицида кальция по реакции

или термическим разложением галогенидов плутония в вакууме.

Плутоний имеет множество специфических свойств. Он обладает самой низкой теплопроводностью из всех металлов, самой низкой электропроводностью, за исключением марганца. В своей жидкой фазе это самый вязкий металл. При изменении температуры плутоний подвергается самым сильным и неестественным изменениям плотности.

Плутоний обладает шестью различными фазами (кристаллическими структурами) в твердой форме (табл. 3), больше чем любой другой элемент. Некоторые переходы между фазами сопровождаются разительными изменениями объёма. В двух из этих фаз - дельта и дельта прим - плутоний обладает уникальным свойством сжиматься при повышении температуры, а в остальных - имеет чрезвычайно большой температурный коэффициент расширения. При расплавлении плутоний сжимается, позволяя нерасплавленному плутонию плавать. В своей максимально плотной форме, a-фазе, плутоний шестой по плотности элемент (тяжелее его только осмий, иридий, платина, рений и нептуний). В a-фазе чистый плутоний хрупок. Известно большое число сплавов и интерметаллических соединений плутония с Al, Be, Со, Fe, Mg, Ni, Ag. Соединение PuBe, 3 является источником нейтронов с интенсивностью 6,7*107 нейтр/скг.

Рис. 5.

Вследствие своей радиоактивности, плутоний теплый на ощупь. Большой кусок плутония в термоизолированной оболочке разогревается до температуры, превышающей температуру кипения воды. Мел- коизмельчённый плутоний - пироморфен, при 300 0 самовозгорается. Взаимодействует с галогенами и галогеноводородами, образуя галогениды, с водородом - гидриды, с утлеродом - карбид, с азотом реагирует при 250 0 с образованием нитрида, при действии аммиака также образует нитриды. Восстанавливает С0 2 до СО или С, при этом образуется карбид. Взаимодействует с газообразными соединениями серы. Плутоний легко растворяется в соляной, 85%-ной фосфорной, йодистоводородной, хлорной и концентрированной хлоруксусной кислотах. Разбавленная H2SO4 растворяет плутоний медленно, а концентрированная H 2 S0 4 и HN0 3 его пассивируют и не реагируют с ним. Щелочи на металлический плутоний не действуют. Плутониевые соли легко гидролизируются при контакте с нейтральными или щелочными растворами, создавая нерастворимый гидроксид плутония. Концентрированные растворы плутония нестабильны, вследствие радиолитического разложения, ведущего к выпадению осадка.

Табл. 3. Плотности и температурный диапазон фаз плутония:

Основная валентность плутония 4+. Это электроотрицательный, химически активный элемент (на 0,2 В), гораздо в большей степени, чем уран. Он быстро тускнеет, образую радужную плёнку, вначале светло- жёлтую, со временем переходящую в тёмно-пурпурную. Если окисление довольно быстрое, на его поверхности появляется оливково-зеленый порошок оксида (Ри0 2).

Плутоний легко окисляется и быстро коррозирует даже в присутствии незначительной влажности. Он покрывается ржавчиной в атмосфере инертного газа с парами воды гораздо быстрее, чем на сухом воздухе или в чистом кислороде. При нагревании плутония в присутствии водорода, углерода, азота, кислорода, фосфора, мышьяка, фтора, кремния, теллура образует с этими элементами твердые нерастворимые соединения.

Из оксидов плутония известны Pu 2 0 3 и Ри0 2 .

Диоксид плутония Ри0 2 - оливково-зелёный порошок, чёрные блестящие кристаллы или шарики от красно-коричневого до янтарножёлтого цвета. Кристаллическая структура типа флюорита (Ри-* + формируют гранецентрированную кубическую сингонию, а О 2- -тетраэдр). Плотность 11,46, Гпл=2400°. Он образуется почти из всех солей (например, оксалата, пероксида) плутония при нагревании на воздухе или в атмосфере 0 2 , при температурах 700-1000 0 , независимо от того, в какой степени окисления находится в этих солях плутоний. Например, его можно получить кальцинацией гексагидрата оксалата Pu(IV) Pu(C 2 0 4) 2 -6H 2 0 (образуется при переработке ОЯТ):

Ри0 2 , полуденный при низких температурах, легко растворяется в концентрированной соляной и азотной кислотах. Напротив, прокаленный Ри0 2 трудно растворим и может быть переведён в раствор только в результате специальной обработки. Он нерастворим в воде и органических растворителях. Медленно взаимодействует с горячей смесью концентрированной HN0 3 с HF. Это устойчивое соединение используется в качестве весовой формы при определении плутония. Его используют также для приготовления топлива в ядерной энергетике.

Особенно реакционноспособный Ри0 2 , но содержащий небольшие количества оксалата, получают разложением Ри(С 2 0 4) 2 -6Н 2 0 при 130-^-300°.

Гидрид Р11Н3 получают из элементов при 150-5-200°.

Плутоний образует галогениды и оксигалогениды, дисилицид PuSi 2 и полуторный сульфид PuSi,33^ b5 , которые представляют интерес ввиду их туго плавкости, а также карбиды различных стехиометрий: от РиС до Ри 2 С 3 . РиС - кристаллы чёрного цвета, Г 11Л =1664 0 . Совместно с UC может использоваться как топливо атомных реакторов.

Нитрид плутония, PuN - кристаллы серого (до чёрного) цвета гранецентрирированной кубической решеткой типа NaCl (0=0,4905 нм, z=4, пространственная группа Ртзт; параметр решётки увеличивается со временем под действием собственного a-излучения); Т пл.=2589° (с разложением); плотность 14350 кг/мз. Обладает высокой теплопроводностью. При высокой температуре (~1боо°) летуч (с разложением). Получается при взаимодействии плутония с азотом при 6оо° или со смесью водорода с аммиаком (давление 4 кПа). Порошкообразный PuN плутония окисляется на воздухе при комнатной температуре, полностью превращаясь в Ри0 2 через 3 сут, плотный - окисляется медленно (0,3% за 30 сут). Он медленно гидролизуется холодной водой и быстро - при нагревании, образуя Ри0 2 ; легко растворяется в разбавленных соляной и серной кислотах с образованием соответствующих солей Pu(III); по силе действия на нитрид плутония кислоты могут быть расположены в ряд HN0 3 >HC1>H 3 P0 4 >>H 2 S04>HF. Может использоваться как реакторное топливо.

Существует несколько фторидов плутония: PuF 3 , PuF 4 , PuF6.

Тетрафторид плутония PuF 4 - вещество розового цвета или коричневые кристаллы, моноклинной сингонии. Изоморфен с тетрафторидом Zr, Hf, Th, U, Np и Се. Г пл =1037 0 , Г к,«1=1277°. Он плохо растворим в воде и органических растворителях, но легко растворяется в водных растворах в присутствии солей Ce(IV), Fe(III), А1(Ш) или ионов, образующих с ионами фтора устойчивые комплексы. Розовый осадок PuF 4 -2,5H 2 0 получают осаждением плавиковой кислотой из водных растворов солей Pu(III). Это соединения дегидратируется при нагревании до 350 м в токе HF.

PuF 4 образуется при действии фтористого водорода на диоксид плу- тония в присутствии кислорода при 550° по реакции:

PuF 4 можно также полупить обработкой PuF 3 фтором при 300 0 или нагревом солей Pu(III) или Pu(IV) и токе фтористого водорода. Из водных растворов Pu(IV) PuF 4 осаждается плавиковой кислотой в виде розового осадка состава 2PuF 4 H 2 0. PuF 4 практически полностью соосаждается с LaF 3 . При нагревании на воздухе до 400 0 PuF 4 превращается в Ри0 2 .

Гексафторид плутония, PuFe - летучие кристаллы при комнатной температуре желтовато-коричневого цвета (при низких температурах - бесцветные) ромбической структуры, Гпл=52°, Т кнп =б2° при атмосферном давлении, плотность 5060 кгм-з, теплота сублимации 12,1 ккал/моль, теплота испарения =7.4 ккал моль* 1 , теплота плавления =4,71 ккал/моль, весьма склонно к коррозии и чувствительно к авторадиолизу. PuFe - легкоки- пящая жидкость, термически значительно менее стабильная и менее летучая, чем UF6. Пары PuFe окрашены подобно N0 2 , жидкость имеет тёмнокоричневый цвет. Сильный фторирующий агент и окислитель; бурно реагирует с водой. Крайне чувствителен к влаге; с Н 2 0 при дневном свете может реагировать очень энергично со вспышкой с образованием Ри0 2 и PuF 4 . PuFe,сконденсированный при -195 0 на лёд, при нагревании медленно гидролизуется до Pu0 2 Fo. Компактный PuFe самопроизвольно разлагается вследствие а-излу"чения плутония.

UF6 получают обработкой PuF 4 или Ри0 2 фтором при 6004-700°.

Фторирование PuF 4 фтором при 7004-800° происходит очень быстро и является экзотермической реакцией. Образующийся PuF6 во избежание разложения быстро удаляют из горячей зоны - вымораживают или проводят синтез в потоке фтора, который достаточно быстро выводит продукт из реакционного объёма.

PuFa можно также получить по пеякпиям:

Существуют нитраты Pu(III), Pu(IV) и Pu(VII): Pu(N0 3) 3 , Pu(N0 3) 4 и Pu0 2 (N0 3) 2 , соответственно.

Нитрат плутония, Pu(N0 3) 4 *5H 2 0, получают медленным (в течение нескольких месяцев) испарением концентрированного азотнокислого раствора Pu(IV) при комнатной температуре. Хорошо растворим в HN0 3 и воде (азотнокислый раствор тёмно-зелёного цвета, коричневого цвета). Растворяется ацетоне, эфире и трибутилфосфате. Растворы нитрата плутония и нитратов щёлочных металлов в концентрированной азотной кислоте при упаривании выделяют двойные нитраты Ме 2 [Ри(Ы0 3)б], где Me + =Cs + , Rb + , К + , Th + , C 9 H 7 NH + , C 5 H 5 NH + , NH 4 + .

Оксалат плутония (IV), Pu(C 2 0 4) 2 -6H 2 0, - порошок песочного (иногда жёлто-зелёного) цвета. Изоморфен с U(C 2 0 4)-6H 2 0. Гексагидрат оксалата плутония плохо растворим в минеральных кислотах и хорошо в растворах оксалатов и карбонатах аммония или щёлочных металлов с образованием комплексных соединений. Осаждается щавелевой кислотой из азотнокислых (i,5*4.5M HNO.0 растворов Pu(IV):

Обезвоживается при нагревании на воздухе до ио°, выше 400 0 разлагается:

В соединениях плутоний проявляет степени окисления от +2 до +7. В водных растворах образует ионы, отвечающие степеням окисления от +3 до +7. При этом ионы всех степеней окисления, кроме Pu(VII), могут находиться в растворе одновременно в равновесии. Ионы плутония в растворе подвергаются гидролизу и легко образуют комплексные соединения. Способность образовывать комплексные соединения увеличивается в ряду Pu5 +

В растворе наиболее стабильны ионы Pu(IV). Pu(V) диспропорцио- нируют на Pu(lV) и Pu(Vl). Валентное состояние Pu(VI) характерно для сильно окисляющих водных растворов, и ему отвечает ион плутонила Ри0 2 2+ . Ионы плутония, с зарядами з + и 4 + существуют в водных растворах в отсутствие гидролиза и комплексообразования в виде сильно гидратированных катионов. Pu(V) и Pu(VI) в кислых растворах представляют собой кислородсодержащие катионы типа М0 2 + и М0 2 2+ .

Степеням окисления плутония (III, IV, V и VI) соответствуют следующие ионные состояния в кислых растворах: Pu 3+ , Pu4 + , Ри0 2 2+ и Ри0 5 3 Ввиду" близости потенциалов окисления ионов плутония друг к другу" в растворах могут одновременно существовать в равновесии ионы плутония с разными степенями окисления. Кроме того, наблюдается диспропорционирование Pu(IV) и Pu(V):

Скорость диспропорционирования растёт с увеличением концентрации плутония и температуры.

Растворы Риз + имеют сине-фиолетовую окраску. По своим свойствам Рцз + близок к РЗЭ. Нерастворимы его гидроксид, фторид, фосфат и оксалат. Pu(IV) является наиболее устойчивым состоянием плутония в водных растворах. Pu(IV) склонен к комплексообразованию с азотной, серной, соляной, уксусной и др. кислотами. Так, в концентрированной азотной кислоте Pu(IV) образует комплексы Pu(N0 3)5- и Ри(Ж) 3)б 2 ". В водных растворах Pu(IV) легко гидролизуется. Гидроксид плутония (зелёного цвета) склонен к полимеризации. Нерастворимы фторид, гидроксид, оксалат, йодат Pu(IV). Pu(IV) хорошо соосаждается с нерастворимыми гидроксидами, фторидом лантана, йодатами Zr, Th, Се, фосфатами Zr и Bi, оксалатами Th, U(IV), Bi, La. Pu(IV) образуют двойные фториды и сульфаты с Na, К, Rb, Cs и NH 4 + . Pu(получают в о,2 М растворе HN0 3 при смешении растворов Pu(III) и Pu(VI). Из солей Pu(VI) интерес представляют натрийплутонил- ацет NaPu0 2 (C 2 H 3 0 2) 3 и аммонийплутонилацетат NH 4 Pu0 2 (C 2 H 3 0 2), которые сходны по структуре с соответствующими соединениями U, Np и Ат.

Формальные окислительные потенциалы плутония (в В) в lM растворе НС10 4:

Устойчивость комплекса, образующегося с данным анионом, для ионов актинидов падает в следующем порядке: М4 + >М0 2+ >Мз + >М0 2 2+ > М0 2 + , т.е. в порядке уменьшения ионного потенциала. Способность анионов к комплексообразованию с ионами актинидов убывает для однозарядных анионов - фторид >нитрат> хлорид> перхлорат; для двухзарядных анионов карбонат>оксалат>сульфат. Большое число комплексных ионов образуется с органическими веществами.

Как Pu(IV), так и Pu(VI) хорошо экстрагируются из кислых растворов этиловым эфиром, ТБФ, диизопропилкетоном и др. Неполярными органическими растворителями хорошо экстрагируются клешневидные комплексы, например, с а-теноилтрифтор-ацетоном, р-дикетоном, купферо- ном. Экстракция комплексов Pu(IV) с а-теноилтрифторацетон (ТТА) позволяет провести очистку плутония от большинства примесей, включая актинидные и редкоземельные элементы.

Водные растворы ионов плутония в разных состояниях имеют следующие цвета: Pu(III), как Рцз + (голубой или бледно-лиловый); Pu(IV), как Рц4* (жёлто-коричневый); Pu(VI), как Ри0 2 2+ (розово-оранжевый). Pu(V), как Ри0 2 + первоначально розовый, но будучи нестабильным в растворе, этот ион диспропорционирует в Ри 4+ и Pu0 2 2+ ; Ри 4+ затем окисляется, переходя из Ри0 2 + в Pu0 2 2+ , и восстанавливается в Ри 3+ . Таким образом, водный раствор плутония со временем представляет собой смесь Рцз + и Ри0 2 2+ . Pu(VII), как Ри0 5 2 - (тёмно-синий).

Для обнаружения плутония используют радиометрический метод, основанный на измерении a-излучения плутония и его энергии. Этот метод характеризуется довольно высокой чувствительностью: позволяет обнаружить 0,0001 мкг 2 39Ри. При наличии в анализируемом образце других а-излучателей идентификация плутония может быть выполнена измерением энергии а-частиц при помощи а-спектрометров.

В ряде химических и физико-химических методов качественного определения плутония используется различие в свойствах валентных форм плутония. Ион Pu(III) в довольно концентрированных водных растворах можно обнаружить по ярко-голубой окраске, резко отличающейся от желто-коричневой окраски водных растворов, содержащих ионы Pu(IV).

Спектры светопоглощения растворов солей плутония в различных степенях окисления имеют специфические и узкие полосы поглощения, что позволяет проводить идентификацию валентных форм и обнаружение одной из них в присутствии других. Наиболее характерные максимумы светопоглощения Pu(III) лежат в области 600 и 900 ммк, Pu(IV) - 480 и 66о ммк, Pu(V) - 569 ммк и Pu(VI) 830+835 ммк.

Хотя плутоний химически токсичен, как и любой тяжёлый металл, этот эффект выражается слабо по сравнению с его радиотоксичностыо. Токсические свойства плутония появляются как следствие а- радиоактивности.

Для 2 з 8 Ри, 2 39Ри, 24op U) 242p u> 244Pu группа радиационной опасности А, МЗА=з,7-юз Бк; для 2 4>Ри и 2 43Pu группа радиационной опасности Б, МЗА = 3,7-104 Бк. Если радиологическую токсичность 2 з«и принять за единицу, этот же показатель для плутония и некоторых других элементов образует ряд: 235U 1,6 - 2 39Pu 5,0 - 2 4 1 Аш 3,2 - 9«Sr 4,8 - ^Ra 3,0. Можно видеть, что плутоний не самый опасный среди радионуклидов.

Коротко остановимся на промышленном производстве плутония.

Изотопы плутония нарабатывают на мощных урановых реакторах на медленных нейтронах по реакции (п, у) и в реакторах-размножителях на быстрых нейтронах. Изотопы плутония также образуются в энергетических реакторах. К концу 20-го века в мире было произведено в общей сложности -1300 тонн плутония, из которого ~300 т для оружейного использования, остальное - побочный продукт АЭС (реакторный плутоний).

Оружейный плутоний отличает от реакторного не столько степень обогащения и химический состав, сколько изотопный состав, сложным образом зависящий как от времени облучения урана нейтронами, так и от времени хранения после облучения. Особенно важно содержание изотопов 24°Ри и 2 4‘Ри. Хотя атомную бомбу можно создать при любом содержании этих изотопов в плутонии, тем не менее, наличие 2 4«p u в 239р и определяет качество оружия, т.к. от него зависит нейтронный фон и такие явления, как рост критической массы и тепловой выход. Нейтронный фон влияет на взрывное устройство ограничением общей массы плутония и необходимостью достижения высоких скоростей имплозии. Поэтому бомбы старых схем требовали низкого содержания 2 4ор и. Но в проектах «высокого» дизайна используется плутоний любой чистоты. Поэтому термин «оружейный плутоний» военного значения не имеет; это - экономический параметр: «высокий» дизайн бомбы существенно дороже «низкого».

С ростом доли 24op U) стоимость плутония падает, а критическая масса увеличивается. Содержание 7% 24°Ри делает общую стоимость плутония минимальной. Средний состав оружейного плутония: 93,4% 239 Ри, 6,о%

24°Pu и 0.6% 241 Pu. Тепловая мощность такого плутония 2,2 Вт/кг, уровень спонтанного деления 27100 делений/с. Этот уровень позволяет использовать в оружии 4 кг плутония с очень низкой вероятностью предетонации в хорошей имплозионной системе. Через 20 лет большая часть 24, Ри превратится в ^’Ат, существенно увеличив тепловыделение - до 2.8 Вт/кг. Поскольку 241 Ри прекрасно делится, а 241 Ат - нет, это приведет к снижению запаса реактивности плутония. Нейтронное излучение 5 кг оружейного плутония 300000 нейтронов/с создаёт уровень излучения 0.003 рад/час на расстоянии 1 м. Фон снижается отражателем и взрывчатым веществом, окружающим его, в ю раз. Тем не менее, длительный контакт обслуживающего персонала с ядерным взрывным устройством во время его обслуживания может привести к дозе радиации, равной предельной годовой.

Из-за малой разницы в массах 2 -"* 9 Ри и 24 °Ри эти изотопы не разделяются промышленными способами обогащения. Хотя их можно разделить на электромагнитном сепараторе. Проще, однако, более чистый 2 зэРи получить путём сокращения времени пребывания в реакторе *з*и. Нет причин для снижения содержания 24 °Ри менее 6%, т. к. эта концентрация не мешает создавать эффективные триггеры термоядерных зарядов.

Помимо оружейного существует и реакторный плутоний. Плутоний из ОЯТ состоит из множества изотопов. Состав зависит от типа реактора и рабочего режима. Типичные значения для реактора на лёгкой воде: 2 з 8 Ри - 2%, 239Ри - 61%, 24 °Pll - 24%, 24iPu - 10%, 242 Pll - 3%. Из такого плутония бомбу изготовить трудно (для террористов - практически невозможно), но в странах с развитой технологией реакторный плутоний вполне можно пустить на производство ядерных зарядов.

Табл. 4. Характеристика типов плутония.

Изотопный состав плутония, накапливающегося в реакторе, зависит от степени выгорания топлива. Из пяти основных образовавшихся изотопов два с нечётными Z - 2 39Ри и 24, Ри являются расщепляющимися, т.е. способными к делению под действием тепловых нейтронов, и могут быть использованы в качестве реакторного топлива. В случае использования плутония в качестве реакторного топлива, значение имеет количество накопленного 2 39Ри и 241 Ри. Если извлеченный из отработавшего топлива плутоний повторно использовать в реакторах на быстрых нейтронах, его изотопный состав постепенно становится менее пригодным для ору г жейного использования. После нескольких топливных циклов, накопление 2 з 8 Ри, #2 4«Ри и ^ 2 Pu делает его неподходящим для этой цели. Подмешивание такого материала - удобный метод «денатурировать» плутоний, гарантируя нераспространение делящихся материалов.

Как оружейный, так и реакторный плутоний содержат некоторое количество ^Ри. ^’Ри распадается на 24 ’Am путём излучения р-частицы. Поскольку" дочерний 241 Ат обладает значительно большим периодом полураспада (432 л), чем материнский 241 Ри (14,4 л), его количество в заряде (или в отходах ЯТЦ) возрастает по мере распада ^’Ри. у-Радиация, образующаяся в результате распада 241 Am, значительно сильнее, чем у 241 Ри, следовательно, со временем она также нарастает. Концентрация ®4фи и период его хранения прямо коррелируют с уровнем у-радиации, образующейся в результате увеличения содержания 24 ‘Аш. Плутоний долго хранить нельзя - после его наработки, его надо использовать, иначе его придётся снова повергнуть трудоёмкому и дорогому рециклингу.

Табл. 5. Некоторые характеристики оружейного и реакторного плутония

Наиболее важный в практическом отношении изотоп 2 39Pu получают в ядерных реакторах при длительном облучении нейтронами природного или обогащённого урана:

К сожалению, идут и другие ядерные реакции, приводящие к возникновению других изотопов плутония: 2 - з8 Ри, а4ор и, 24 Фи и 242 Ри, отделение которых от 2 з9Рц, хоть и разрешимая, но весьма сложная задача:

При облучении урана реакторными нейтронами в нём образуются как лёгкие, так и тяжёлые изотопы плутония. Сначала рассмотрим образование изотопов плутония с массой менее 239.

Небольшая часть нейтронов, испускаемых в процессе деления, обладает энергией, достаточной для возбуждения реакции 2 3 8 U(n,2n) 2 3?u. 237 U - р-излучатель и с Т’,/ 2 =6,8 дн превращается в долгоживущий 2 37Np. Этот изотоп в графитовом реакторе на природном уране образуется в количестве 0,1% от общего количества одновременно образующегося 2 39Ри. Захват медленных нейтронов 2 3?Np приводит к образованию 2 3 8 Np. Поперечное сечение этой реакции 170 барн. Цепочка реакций имеет вид:

Поскольку" здесь участвуют два нейтрона, выход пропорционален квадрату дозы облучения и отношение количеств 2з8 Ри к 2 39Ри пропорционально отношению 2 39Ри к 238 U. Пропорциональность соблюдается не совсем точно из-за отставания в образовании 23 ?Np, связанного с 6,8 суточным периодом полураспада ^U. Менее важным источником образования 2 з 8 Ри в 2 39Ри является распад 242 Ст, образующегося в урановых реакторах. 2з 8 Ри образуется также по реакциям:

Поскольку это нейтронная реакция третьего порядка, отношение количества 2 з 8 Ри, образовавшегося таким путём, к 2 39Ри пропорционально квадрату отношения *з9Ри к 2 3 8 U. Однако эта цепочка реакций становится относительно более существенной при работе с ураном, обогащённым ^и.

Концентрация 2 з 8 Ри в образце, содержащем 5,6% 24 °Ри, составляет 0,0115%. Эта величина вносит довольно значительный вклад в суммарную a-активность препаратов, поскольку у ^Pu Ti/2= 86,4 л.

Наличие 2 з 6 Ри в плутонии, получаемом в реакторе, связано с рядом реакций:

Выход 2 з 6 Ри в процессе облучения урана составляет ~ю-9-ио" 8 %.

С точки зрения накопления в уране плутония основные превращения связаны с образованием изотопа 2 39Pu. Но важны и другие побочные реакции, поскольку ими определяется выход и чистота целевого продукта. Относительное содержание тяжёлых изотопов 240 Ри, ^Фи, 242 Ри, а также 2з«Ри, 2 37Np и ^"Аш зависит от дозы нейтронного облучения урана (времени пребывания урана в реакторе). Сечения захвата нейтронов изотопами плутония достаточно велики, чтобы вызвать последовательные реакции (п, у) даже при малых концентрациях 2 39Ри в уране.

Табл. 6. Изотопный состав плутония, выделенного из облучённого нейтронами природного урана. _

Образовавшийся при облучении урана нейтронами 241 Ри переходит в 241 Аш, который сбрасывается в процессе химико-технологической переработки урановых блоков (241 Ат, однако, постепенно снова накапливается в очищенном плутонии). Так, например, a-активность металлического плу"- тония, содержащего 7,5% 24 °Ри, через год увеличивается на 2% (за счёт образования 24, Ат). 24, Ри обладает большим сечением деления на нейтронах реактора, составляющим - поо барн, что важно при использовании плутония в качестве реакторного горючего.

Если уран или плутоний подвергнуть сильному нейтронному облучению, то начинается синтез минорных актинидов:

Образовавшийся из 2 4*Pu 2 4*Am в свою очередь вступает в реакции с нейтронами, образуя 2 з 8 Ри и 2 4 2 Ри:

Этот процесс открывает возможность получения препаратов плутония с относительно низким у-излучением.

Рис. 6. Изменение соотношения изотопов плутония в процессе длительного облучения 2 з9Ри потоком нейтронов 3*10*4 н/см 2 с.

Таким образом, долгоживущие изотопы плутония - ^Ри и 2 44Ри образуются при длительном (около ста дней и более) облучении нейтронами 2 39Ри. При этом выход 2 4 2 Ри достигает нескольких десятков процентов, в то время как количество образовавшегося 2 44Ри составляет доли процента от ^Ри. Одновременно получаются Am, Cm и другие трансплутониевые, а также осколочные элементы.

При производстве плутония, уран (в виде металла) облучают в промышленном реакторе (тепловом или быстром), преимущества которого заключаются в высокой плотности нейтронов, невысокой температуре, в возможности облучения в течение времени намного меньшего, чем кампания реактора.

Основная проблема, возникшая при наработке в реакторе оружейного плутония, заключается в выборе оптимального времени облучения урана. Дело в том, что составляющий основную часть естественного урана изотоп 2 з 8 и захватывает нейтроны, образуя 23 9Ри, тогда как 2 ззи поддерживает цепную реакцию деления. Поскольку для образования тяжёлых изотопов плутония необходим дополнительный захват нейтронов, то количество таких изотопов в уране растёт медленнее, чем количество 2 39Ри. Уран, облучённый в реакторе короткое время, содержит небольшое количество 2 39Ри, зато - более чистого, чем при длительных выдержках, так как вредные тяжёлые изотопы не успели накопиться. Однако, 2 39Рц сам подвержен делению и при увеличении его концентрации в реакторе, скорость его трансмутации возрастает. Поэтому уран надо извлекать из реактора через несколько недель после начала облучения.

Рис. 7- Накопление изотопов плутония в реакторе: l - ^Pu; 2 - 240 Pu (при малых временах образуется плутоний оружейного качества, а при больших временах - реакторного, т.е. негодного к оружейному использованию).

Общую меру облученности топливного элемента выражают в мега- ватт-днях/тонна. Оружейный плутоний получается из элементов, с небольшим количеством МВт-день/т, в нём образуется меньше побочных изотопов. Топливные элементы в современных водо-водяных реакторах достигают уровня в 33000 МВт-день/т. Типичная экспозиция в бридерном реакторе юоо МВт-день/т. Во время Манхэттенского проекта топливо из природного урана получало всего юо МВт-день/т, поэтому, производился очень высококачественный 239 Ри (всего 1 % 2 4°Pll).

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.

Дозообразующие радионуклиды. Часть 5
Дата: 03/08/2011
Тема: Здоровье

Приведены основные характеристики дозообразующих радионуклидов. Основной упор сделан на изложение потенциальной опасности радионуклидов. В целях безопасности применения рассмотрены радиотоксические и радиобиологические эффекты воздействия радиоизотопов на организм и окружающую среду. Изложенное даёт возможность более осознанно относиться к радиационной опасности дозообразующих радионуклидов.

11. Цезий-137

Цезий (лат. caesium - Cs, химический элемент I группы Периодической системы Менделеева, атомный номер 55, атомная масса 132,9054. Назван от латинского caesius - голубой (открыт по ярко-синим спектральным линиям). Серебристо-белый металл из группы щелочных; легкоплавкий, мягкий, как воск; плотность 1,904 г/см 3 и имеет уд. вес 1,88 (при 15ºС), Т пл - 28,4ºС. На воздухе воспламеняется, с водой реагирует со взрывом. Основной минерал - поллуцит.

Известно 34 изотопа цезия с массовыми числами 114-148, из них только один (133 Cs) стабильный, остальные - радиоактивны. Изотопная распространенность цезия-133 в природе составляет приблизительно 100%. 133 Cs относится к рассеянным элементам. В незначительных количествах он содержится практически во всех объектах внешней среды. Кларковое (среднее) содержание нуклида в земной коре - 3,7∙10 -4 %, в почве - 5∙10 -5 %. Цезий - постоянный микроэлемент растительных и животных организмов: в живой фитомассе содержится в количестве 6∙10 -6 %, в организме человека - примерно 4 г. При равномерном распределении цезия-137 в организме человека с удельной активностью 1 Бк/кг мощность поглащенной дозы, по данным различных авторов, варьирует от 2,14 до 3,16 мкГр/год .

В природе этот серебристо-белый щелочной металл встречается в виде стабильного изотопа Cs-133. Это редкий элемент со средним содержанием в земной коре 3,7∙10 -4 %. Обычный, природный цезий и его соединения не радиоактивны . Радиоактивен только искусственно получаемый изотоп 137 Cs. Долгоживущий радиоактивный изотоп цезия 137 Cs образуется при делении ядер 235 U и 239 Pu с выходом около 7%. При радиоактивном распаде 137 Cs испускает электроны с максимальной энергией 1173 кэВ и превращается в короткоживущий γ-излучающий нуклид 137m Ba (табл. 18). Обладает наивысшей среди щелочных металлов химической активностью, хранить его можно только в запаянных вакуумированных ампулах.

Таблица 18
Основные характеристики цезия-137

Изотоп	Основной вид излучения	Период полураспада, T 1/2	Значение УВ вода , Бк/дм 3	Природные вариации ОА в водах (min-max), Бк/дм 3
137 Cs (+ 137m Ba)	β(E β max = 1173 кэВ); γ(E γ = 661 кэВ)		11,0 (НРБ-99) 8,0 (СанПиН 2.3.2.560-96)	n∙10 -3 - n∙10 -2

Металлический цезий применяют в фотоэлементах и фотоумножителях при изготовлении фотокатодов и как геттер в люминесцентных трубках. Пары цезия - рабочее тело в МГД-генераторах, газовых лазерах. Соединения цезия используют в оптике и приборах ночного видения.

В продуктах ядерной реакции деления имеются значительные количества разложенных радионуклидов цезия, среди которых наиболее опасен 137 Cs . Источником загрязнения могут быть и радиохимические заводы. Выброс цезия-137 в окружающую среду происходит в основном в результате ядерных испытаний и аварий на предприятиях атомной энергетики. К началу 1981 г. суммарная активность поступившего в окружающую среду 137 Cs достигла 960 ПБк. Плотность загрязнения в Северном и Южном полушариях и в среднем на земном шаре составляла соответственно 3.42; 0.86 и 3.14 кБк/м 2 , а на территории бывшего СССР в среднем - 3,4 кБк/м 2 .

При аварии на Южном Урале в 1957 г. произошёл тепловой взрыв хранилища радиоактивных отходов, и в атмосферу поступили радионуклиды с суммарной активностью 74 ПБк, в том числе 0,2 ПБк 137 Cs. При пожаре на РХЗ в Уиндскейле в Великобритании в 1957 г. произошёл выброс 12 ПБк радионуклидов, из них 46 ТБк 137 Cs. Технологический сброс радиоактивных отходов предприятия «Маяк» на Южном Урале в р. Течу в 1950 г. составил 102 ПБк, в том числе 137 Cs 12,4 ПБк. Ветровой вынос радионуклидов из поймы оз. Карачай на Южном Урале в 1967 г. составил 30 ТБк. На долю 137 Cs пришлось 0,4 ТБк.

Настоящей катастрофой стала в 1986 г. авария на Чернобыльской атомной электростанции (ЧАЭС): из разрушенного реактора было выброшено 1850 ПБк радионуклидов, при этом на долю радиоактивного цезия пришлось 270 ПБк. Распространение радионуклидов приняло планетарные масштабы. На Украине, в Белоруссии и Центральном районе Российской Федерации выпало более половины от общего количества радионуклидов, осевших на территории СНГ. Известны случаи загрязнения внешней среды в результате небрежного хранения источников радиоактивного цезия для медицинских и технологических целей.

Цезий-137 используется в гамма-дефектоскопии, измерительной технике, для радиационной стерилизации пищевых продуктов, медицинских препаратов и лекарств, в радиотерапии для лечения злокачественных опухолей. Также цезий-137 используется в производстве радиоизотопных источников тока, где он применяется в виде хлорида цезия (плотность 3,9 г/см 3 , энерговыделение около 1,27 Вт/ см 3 ).

Цезий-137 используется в датчиках предельных уровней сыпучих веществ в непрозрачных бункерах. Цезий-137 имеет определенные преимущества перед радиоактивным кобальтом-60: более длительный период полураспада и менее жесткое гамма-излучение. В связи с этим приборы на основе 137 Cs долговечнее, а защита от излучения менее громоздка. Однако, эти преимущества становятся реальными лишь при отсутствии примеси 137 Cs с более коротким периодом полураспада и более жестким гамма-излучением .

Широкое распространение получил в качестве источника γ-излучения. В медицине цезиевые источники, наряду с радиевыми, применяются в терапевтических γ-аппаратах и устройствах для внутритканевой и полостной гамма-терапии. С 1967 г. явление перехода между двумя сверхтонкими уровнями основного состояния атома цезия-137 используется для определения одной из основных единиц измерения времени - секунды.

Радиоцезий 137 Cs исключительно техногенный радионуклид, его наличие в изучаемой среде связано с испытаниями ядерного оружия или с использованием ядерных технологий. 137 Cs - β-γ-излучающий радиоизотоп цезия, один из главных компонентов техногенного радиоактивного загрязнения биосферы. Образуется в результате ядерных реакций деления. Содержится в радиоактивных выпадениях, сбросах, отходах радиохимических заводов. ОА 137 Cs в питьевой воде ограничивается уровнями 11Бк/дм 3 или 8 Бк/дм 3 .

Геохимической особенностью 137 Cs является его способность очень прочно задерживаться природными сорбентами. Вследствие этого при поступлении в ОПС его активность быстро уменьшается по мере удаления от источника загрязнения. Природные воды сравнительно быстро самоочищаются за счет поглощения 137 Cs взвесями и донными осадками .

Цезий может в значительных количествах накапливаться в сельскохозяйственных растениях, и, в частности, в семенах. Наиболее интенсивно поступает из водной среды и с высокой скоростью передвигается по растению. Внесение в почву калийных удобрений и известкование значительно снижают поглощение цезия растениями, и тем сильнее, чем выше доля калия .

Коэффициент накопления особенно высок у пресноводных водорослей и арктических наземных растений (особенно, лишайников), из животного мира - у северных оленей через ягель, которым они питаются. Внутрь живых организмов цезий-137 в основном проникает через органы дыхания и пищеварения. Этот нуклид поступает в основном с пищей в количестве 10 мкг/сут. Выводится из организма преимущественно с мочой (в среднем 9 мкг/сут). Цезий - постоянный химический микрокомпонент организма растений и животных. Главный накопитель цезия в организме млекопитающих - мышцы, сердце, печень. Около 80 % попавшего в организм цезия накапливается в мышцах, 8 % - в скелете, оставшиеся 12 % распределяются равномерно по другим тканям.

Цезий-137 выводится в основном через почки и кишечник. Биологический период полувыведения накопленного цезия-137 для человека принято считать равным 70 суткам (согласно данным Международной комиссии по радиологической защите). В процессе выведения значительные количества цезия повторно всасываются в кровь в нижних отделах кишечника. Эффективным средством для уменьшения всасывания цезия в кишечнике является сорбент ферроцианид, который связывает нуклид в неусваиваемую форму. Кроме того, для ускорения выведения нуклида стимулируют естественные выделительные процессы, используют различные комплексообразователи.

Развитие радиационных поражений у человека можно ожидать при поглощении дозы примерно в 2 Гр и более. Дозам в 148, 170 и 740 МБк соответствуют лёгкая, средняя и тяжёлая степени поражения, однако лучевая реакция отмечается уже при единицах МБк.

137 Cs принадлежит к группе радиоактивных веществ, равномерно распределяющихся по органам и тканям, по этой причине относится к среднеопасным по радиотоксичности нуклидам. Он обладает хорошей способностью проникать в организм вместе с калием посредством пищевых цепочек.

Основной источник поступления цезия в организм человека - загрязнённые нуклидом продукты питания животного происхождения. Содержание радиоактивного цезия в литре коровьего молока достигает 0,8-1,1 % от суточного поступления нуклида, козьего и овечьего - 10-20 %. Однако в основном он накапливается в мышечной ткани животных: в 1 кг мяса коров, овец, свиней и кур содержится 4,8, 20 и 26 % (соответственно) от суточного поступления цезия. В белок куриных яиц попадает меньше - 1,8-2,1 %. Ещё в больших количествах цезий накапливается в мышечных тканях гидробионтов: активность 1 кг пресноводных рыб может превышать активность 1 л воды более чем в 1000 раз (у морских - ниже) .

Основной источник цезия для населения России - молочные и зерновые продукты (после аварии на ЧАЭС - молочные и мясные), в странах Европы и США цезий поступает в основном с молочными и мясными продуктами и меньше - с зерновыми и овощными . Создаваемое таким образом постоянное внутреннее облучение наносит существенно больший вред, чем внешнее облучение этим изотопом .

Опубликованные методики измерения активности 137 Cs по его β-излучению предполагают радиохимическую подготовку пробы и выделение цезия с высокой степенью чистоты для исключения мешающего влияния других β-излучателей. Современные методы определения 137 Cs основаны, как правило, на регистрации гамма-излучения с энергией 661,6 кэВ. Они подразделяются на инструментальные, нижний предел определения (НПО) которых составляет 1-10 Бк/кг (или Бк/дм 3), и методы с предварительным химическим обогащением (НПО до 10 -2 Бк/кг). Для концентрирования 137 Cs из разбавленных растворов чаще всего используют его соосаждение с ферроцианидами никеля, меди, цинка, железа, кобальта, кальция, магния или сорбенты-коллекторы на их основе.

12. Плутоний

Плутоний (plutonium ) Pu - искусственный радиоактивный химический элемент III группы Периодической системы элементов Менделеева, атомный номер 94, трансурановый элемент, относится к актиноидам. Первый нуклид 238 Pu открыт в 1940 г. Г.Т.Сиборгом (G.Th.Seaborg), Э.М.Мак-Милланом (E.M. McMillan), Дж.Э.Кеннеди (J.E.Kennedy) и А.Ч.Валом (A.Ch.Wahl). Весной 1941 г. Сиборг с сотрудниками обнаружили и впервые выделили четверть микрограмма 239 Pu после распада 239 Np, образовавшегося при облучении 238 U ядрами тяжелого водорода (дейтонами). Вслед за ураном и нептунием новый элемент получил свое имя в честь открытой в 1930 г. планеты Плутон. С 24 августа 2006 г. по решению Международного астрономического союза Плутон более не является планетой Солнечной системы. В греческой мифологии Плутон (он же Аид) - бог царства мертвых .

Плутоний Pu - опаснейший тяжелый металл. Имеет 15 радиоактивных изотопов с массовыми числами от 232 до 246, в основном α-излучателей. На Земле имеются лишь следы этого элемента и только в урановых рудах. Величины Т½ всех изотопов плутония много меньше возраста Земли, и поэтому весь первичный плутоний (существовавший на нашей планете при её формировании) полностью распался. Однако ничтожные количества 239 Pu постоянно образуются при β-распаде 239 Np, который, в свою очередь, возникает при ядерной реакции урана с нейтронами (например, нейтронами космического излучения).

Поэтому следы плутония обнаружены в урановых рудах 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. Около 5000 кг его выделилось в атмосферу в результате ядерных испытаний. По некоторым оценкам, почва в США содержит в среднем 2 миллиКюри (28 мг) плутония на км 2 от выпадения радиоактивных осадков. Это типичный продукт творения человеческих рук; его получают в ядерных реакторах из урана-238, который последовательно превращается в уран-239, нептуний-239 и плутоний-239.

Чётные изотопы плутоний-238, -240, -242 не являются делящимися материалами, но могут делиться под действием нейтронов высокой энергии (являются делимыми). Они не способны поддерживать цепную реакцию (за исключением плутония-240). Получены изотопы 232 Pu - 246 Pu; среди продуктов взрыва термоядерных бомб обнаружены также 247 Pu и 255 Pu. Наиболее устойчив малодоступный 244 Pu (α-распад и спонтанное деление, Т 1/2 = 8,2·10 7 лет, атомная масса 244,0642). В свободном виде хрупкий серебристо-белый металл. Следы изотопов 247 Pu и 255 Pu обнаружены в пыли, собранной после взрывов термоядерных бомб.

На ядерные исследования и создание атомной промышленности в США, как позднее и в СССР, были брошены огромные силы и средства. В короткий срок были изучены ядерные и физико-химические свойства плутония (табл. 19) . Первый ядерный заряд на основе плутония был взорван 16 июля 1945 г. на полигоне Аламогордо (испытание под кодовым названием «Тринити»). В СССР первые опыты по получения 239 Pu были начаты в 1943-1944 гг. под руководством академиков И.В. Курчатова и В.Г. Хлопина. Впервые плутоний в СССР был выделен из облучённого нейтронами урана. В 1945 г. и в 1949 г. в СССР начал работать первый завод по радиохимическому выделению.

Таблица 19
Ядерные свойства важнейших изотопов плутония

Ядерные свойства	Плутоний-238	Плутоний-239	Плутоний-240	Плутоний-241	Плутоний-242
Период полураспада, годы
Активность, Ки/г
Тип радиоактив-ного распада	альфа-распад	альфа-распад	альфа-распад	бета-распад	альфа-распад
Энергия радиоактив-ного распада, МэВ

Примечание. Все изотопы плутония - слабые гамма-излучатели. Плутоний-241 превращается в америций-241 (мощный гамма-излучатель)

Лишь два изотопа плутония имеют практическое применение в промышленных и военных целях. Плутоний-238, получаемый в ядерных реакторах из нептуния-237, используется для производства компактных термоэлектрических генераторов. Шесть миллионов электрон-вольт освобождается при распаде одного атомного ядра плутония-238. В химической реакции та же энергия выделяется при окислении нескольких миллионов атомов. В источнике электричества, содержащем один килограмм плутония-238, развивается тепловая мощность 560 МВт. Максимальная мощность такого же по массе химического источника тока - 5 Вт.

Существует немало излучателей с подобными энергетическими характеристиками, но одна особенность плутония-238 делает этот изотоп незаменимым. Обычно альфа-распад сопровождается сильным гамма-излучением, проникающим через большие толщи вещества. 238 Pu - исключение. Энергия гамма-квантов, сопровождающих распад его ядер, невелика, защититься от неё несложно: излучение поглощается тонкостенным контейнером. Мала и вероятность самопроизвольного деления ядер этого изотопа. Поэтому он нашёл применение не только в источниках тока, но и в медицине. Батарейки с плутонием-238 служат источником энергии в специальных стимуляторах сердечной деятельности, срок службы которых достигает 5 лет и более.
Плутониево-бериллиевый сплав работает как лабораторный источник нейтронов. Изотоп Pu-238 находится в ряде атомных термоэлектрических генераторов энергии на борту космических исследовательских аппаратов. Благодаря долгому времени жизни и высокой тепловой мощности, этот изотоп используется почти исключительно в РИТЭГ космического назначения, например, на всех аппаратах, улетавших дальше орбиты Марса.

Из всех изотопов наиболее интересным представляется Pu-239, его период полураспада 24110 лет. Как делящийся материал, 239 Pu широко используют в качестве ядерного топлива в атомных реакторах (энергия, освобождающаяся при расщеплении 1 г 239 Pu, эквивалентна теплоте, выделяющейся при сгорании 4000 кг угля), в производстве ядерного оружия (т.н. «оружейный плутоний») и в атомных и термоядерных бомбах, а также для ядерных реакторов на быстрых нейтронах и атомных реакторов гражданского и исследовательского назначения. Как источник α-излучения плутоний, наряду с 210 Po, нашел широкое применение в промышленности, в частности, в устройствах элиминации электростатических зарядов. Этот изотоп находит применение и в составе контрольно-измерительной аппаратуры .

Плутоний имеет множество специфических свойств. Он обладает самой низкой теплопроводностью изо всех металлов, самой низкой электропроводностью, за исключением марганца. В своей жидкой фазе это самый вязкий металл. Температура плавления -641°C; температура кипения -3232°C; плотность - 19,84 (в альфа-фазе). Это крайне электроотрицательный, химически активный элемент, гораздо в большей степени, чем уран. Он быстро тускнеет, образуя радужную плёнку (подобно радужной масляной плёнки), вначале светло-жёлтую, со временем переходящую в тёмно-пурпурную. Если окисление довольно велико, на его поверхности появляется оливково-зелёный порошок оксида (PuO 2). Плутоний охотно окисляется, и быстро коррозирует даже в присутствии незначительной влажности .

При изменении температуры плутоний подвергается самым сильным и неестественным изменениям плотности. Плутоний обладает шестью различными фазами (кристаллическими структурами) в твёрдой форме, больше чем любой другой элемент.

Соединения плутония с кислородом, углеродом и фтором используются в ядерной промышленности (непосредственно или в качестве промежуточных материалов). Металлический плутоний не растворяется в азотной кислоте, но диоксид плутония растворяется в горячей концентрированной азотной кислоте. Однако в твердой смеси с диоксидом урана (например, в отработавшем топливе ядерных реакторов) растворимость диоксида плутония в азотной кислоте увеличивается, поскольку диоксид урана растворяется в ней. Эта особенность используется при переработке ядерного топлива (табл. 20).

Таблица 20
Соединения плутония и их применение

Соединения плутония	Применение
Диоксид плутония PuO 2	В смеси с диоксидом урана (UO 2) используется в качестве топлива для ядерных реакторов
Карбид плутония (PuC) Дикарбид плутония (PuС 2) Трикарбид плутония (PuC 3)	Потенциально могут использоваться в качестве топлива для реакторов-бридеров (размножителей)
Трифторид плутония (PuF 3) Тетрафторид плутония (PuF 4)	Являются промежуточными соединениями при производстве металлического плутония
Нитраты плутония - Pu(NO 3) 4 и Pu(NO 3) 3	Не используются. Являются продуктами переработки (при извлечении плутония из отработавшего ядерного топлива)

Важнейшие соединения плутония: PuF 6 (легкокипящая жидкость; термически значительно менее стабилен, чем UF 6), твердые оксид PuO 2 , карбид PuC и нитрид PuN, которые в смесях с соответствующими соединениями урана могут использоваться как ядерное горючее.

Наибольшее распространение получили такие радиоизотопные устройства, как ионизационные сигнализаторы пожара или радиоизотопные индикаторы дыма. При механической обработке плутоний легко образует аэрозоли.

В природе образуется при β-распаде Np-239, который, в свою очередь, возникает при ядерной реакции урана-238 с нейтронами (например, нейтронами космического излучения). Промышленное производство Pu-239 также основано на этой реакции и происходит в атомных реакторах. Плутоний-239 первым образуется в ядерном реакторе при облучении урана-238, чем длительнее этот процесс, тем больше возникает более тяжелых изотопов плутония. Плутоний-239 должен быть химически отделен от продуктов деления и оставшегося в ОЯТ урана. Этот процесс называется репроцессингом. Поскольку все изотопы имеют одинаковое число протонов и разное - нейтронов, их химические свойства (химические свойства зависят от числа протонов в ядре) тождественны, поэтому очень трудно разделить изотопы с помощью химических методов.

Последующее отделение Pu-239 от урана, нептуния и высокорадиоактивных продуктов деления осуществляют на радиохимических заводах радиохимическими методами (соосаждением, экстракцией, ионными обменами др.) Металлический плутоний обычно получают востановлением PuF 3 , PuF 4 или PuO 2 парами бария, кальция или лития.

Затем используют его способность к расщеплению под действием нейтронов в атомных реакторах, а способность к самоподдерживающейся цепной реакции деления при наличии критической массы (7 кг) - в атомных и термоядерных бомбах, где он является основным компонентом. Критическая масса его α-модификации 5,6 кг (шар диаметром 4,1 см). 238 Pu используется в «атомных» электрических батарейках, обладающих длительным сроком службы. Изотопы плутония служат сырьем для синтеза трансплутониевых элементов (Am и др.).

Облучая Pu-239 нейтронами, можно получать смесь изотопов, из которых изотоп Pu-241, также как и Pu-239, является делящимся и мог бы быть использован для получения энергии. Однако, его период полураспада 14,4 года, что не позволяет его длительно сохранять, к тому же, распадаясь, он образует неделящийся Am-241 (α-, γ-радиоактивный) с периодом полураспада 432,8 года. Получается, что примерно через каждые 14 лет количество Am-241 в окружающей среде удваивается. Обнаружить его, как и другие трансурановые элементы, обычной γ-спектрометрической аппаратурой сложно и требуются весьма специфичные и дорогостоящие методы обнаружения. Изотоп Pu- 242 по ядерным свойствам наиболее похож на уран-238, Am-241, получавшийся при распаде изотопа Pu-241, использовался в детекторах дыма.

Америций-241, также как и другие трансурановые элементы (нептуний, калифорний и другие), является экологически опасным радионуклидом, являясь преимущественно α-излучающим элементом, обуславливающим внутреннее облучение организма.

Накопленного на Земле плутония более чем достаточно . Его производства абсолютно не требуется как для обороны, так и энергетики. Тем не менее, из 13 существовавших в СССР реакторов, производивших оружейный плутоний, продолжают работать 3: два из них в г. Северске. Последний такой реактор в США был остановлен в 1988 г. .

Качество плутония определяется по процентному содержанию в нем изотопов (кроме плутония-239) (табл. 21).

На сентябрь 1998 г. цены на плутоний, установленные изотопным отделением Ок-риджской Национальной лаборатории (ORNL) были таковы: $8,25/мг за плутоний-238 (97% чистоты); $4,65/мг за плутоний-239 (>99,99%); $5,45/мг за плутоний-240 (>95%); $14,70/мг за плутоний-241 (>93%) и $19,75/мг за плутоний-242.

Таблица 21
Качество плутония

Эта классификация плутония по качеству, разработанная Департаментом энергетики США, достаточно произвольна. Например, из топливного и реакторного плутония, менее пригодных для военных целей, чем оружейный, также можно сделать ядерную бомбу. Плутоний любого качества может быть применен для создания радиологического оружия (когда радиоактивные вещества распыляются без осуществления ядерного взрыва).

Всего 60 лет назад зеленые растения и животные не содержали в своем составе плутоний, сейчас до 10 т его распылено в атмосфере. Около 650 т наработано атомной энергетикой и свыше 300 т военным производством. Значительная часть всего производства плутония находится в России .

Попадая в биосферу, плутоний мигрирует по земной поверхности, включаясь в биохимические циклы. Плутоний концентрируется морскими организмами: его коэффициент накопления (т.е. отношение концентраций в организме и во внешней среде) для водорослей составляет 1000-9000, для планктона (смешанного) - около 2300, для моллюсков - до 380, для морских звёзд - около 1000, для мышц, костей, печени и желудка рыб - 5,570, 200 и 1060 соответственно. Наземные растения усваивают плутоний главным образом через корневую систему и накапливают его до 0,01% от своей массы. С 70-х гг. 20 века доля плутония в радиоактивном загрязнении биосферы возрастает (облучённость морских беспозвоночных за счёт плутония становится больше, чем за счёт 90 Sr и 137 Cs). ПДК для 239 Pu в открытых водоёмах и воздухе рабочих помещений составляет соответственно 81,4 и 3,3ּ 10 -5 Бк/л .

Поведение плутония в воздушной среде определяет условия для безопасного хранения и обращения с ним в процессе выработки (табл. 22). Окисление плутония создает риск для здоровья людей, так как диоксид плутония, будучи устойчивым соединением, легко попадает в легкие при дыхании. Его удельная активность в 200 тыс. раз выше, чем у урана, к тому же освобождения организма от попавшего в него плутония практически не происходит в течение всей жизни человека.

Период биологического полувыведения плутония 80-100 лет при нахождении в костной ткани, концентрация его там практически постоянна. Период полувыведения из печени - 40 лет. Хелатные добавки могут ускорить выведение плутония .

Таблица 22
Изменение свойств плутония в воздушной среде

Форма и условия среды	Реакция плутония
Металлические слитки при комнатной температуре	Относительно инертен, медленно окисляется
Металлический порошок при комнатной температуре	Быстро реагирует с образованием диоксида плутония (PuO 2)
Порошок мелкого измельчения: с частицами d<1 мм и d>1 мм сс частицами d>1 мм	Произвольно возгорается: при температуре 150°С и 500°С соответственно
При повышенных температуре и влажности	Реагирует с образованием диоксида плутония (PuO 2)

Плутоний называют «ядерным ядом», его допустимое содержание в организме человека оценивается нанограммами. Международная комиссия по радиологической защите (МКРЗ) установила норму ежегодного поглощения на уровне 280 нанограмм. Это значит, что для профессионального облучения концентрация плутония в воздухе не должна превышать 7 пикоКюри/м 3 . Максимально допустимая концентрация Pu-239 (для профессионального персонала) 40 наноКюри (0.56 микрограмма) и 16 наноКюри (0.23 микрограмма) для лёгочной ткани.

Поглощение 500 мг плутония как мелкораздробленного или растворённого материала может привести к смерти от острого облучения пищеварительной системы за несколько дней или недель. Вдыхание 100 мг плутония в виде частиц оптимального для удержания в лёгких размера 1-3 микрона ведёт к смерти от отёка лёгких за 1-10 дней. Вдыхание дозы в 20 мг приводит к смерти от фиброза примерно за месяц. Для доз много меньших этих величин проявляется хронический канцерогенный эффект.
На протяжении всей жизни риск развития рака лёгких для взрослого человека зависит от количества попавшего в тело плутония. Приём внутрь 1 микрограмма плутония представляет риск в 1 % развития рака (нормальная вероятность рака 20 %). Соответственно 10 микрограмм увеличивают риск рака с 20 % до 30 %. Попадание 100 микрограмм или более гарантирует развитие рака лёгких (обычно через несколько десятилетий), хотя свидетельства повреждения лёгких могут появиться в течении нескольких месяцев. Если он проникает в систему кровообращения, то с большой вероятностью начнёт концентрироваться в тканях, содержащих железо: костном мозге, печени, селезёнке. Если 1,4 микрограмма разместятся в костях взрослого человека, в результате ухудшится иммунитет и через несколько лет может развиться рак.

Дело в том, что Pu-239 является α-излучателем, и каждая его α-частица в биологической ткани образует вдоль своего короткого пробега 150 тыс. пар ионов, повреждая клетки, производя различные химические превращения. 239 Pu принадлежит к веществам со смешенным типом распределения, поскольку накапливается не только в костном скелете, но и в печени. Очень хорошо удерживается в костях и практически не удаляется из организма благодаря замедленности обменных процессов в костной ткани. По этой причине данный нуклид принадлежит к разряду наиболее токсичных .

Находясь в организме, плутоний становится постоянным источником α-излучения для человека, вызывая костные опухоли, рак печени и лейкемию, нарушения кроветворения, остеосаркомы, рак лёгких, являясь, таким образом, одним из самых опасных канцерогенов (табл. 23).

Список литературы

1. Тихонов М.Н., Муратов О.Э., Петров Э.Л. Изотопы и радиационные технологии: постижение реальности и взгляд в будущее // Экологическая экспертиза. Обз.инф., 2006, №6, с. 38--99. - М., ВИНИТИ РАН.
Тихонов М.Н., Муратов О.Э., Петров Э.Л. Изотопы и радиационные технологии: постижение реальности и взгляд в будущее // Экологическая экспертиза. Обз.инф., 2006, №6, с. 38--99. - М., ВИНИТИ РАН.2. Баженов В.А., Булдаков Л.А., Василенко И.Я. и др. Вредные химические вещества. Радиоактивные вещества: Справочное издание //Под ред. В.А. Филова и др.-Л.: Химия, 1990. - 464 с.
3. Химическая энциклопедия: в 5 т. // Гл. ред. Зефиров Н.С. - М.: Большая Российская энциклопедия, 1995. - Т. 4, с. 153-154 (радий), с. 282 (рубидий), с. 283 (рутений), с. 300 (свинец), с. 560 (технеций), с. 613 (торий); 1999. - Т. 5, с. 41 (уран), с. 384 (цирконий).
4. Химическая энциклопедия: в 5 т. // Гл. ред. Кнунянц И.Л. - М.: Советская энциклопедия, 1990.- Т.1, с. 78 (актиний), с. 125 (эмериций), с. 241 (барий); Т. 2, с. 284 (калий), с. 286 (калифорний), с.414 (кобальт), с. 577 (лантан); 1992. Т. 3, с. 580 (плутоний).
5. Несмеянов А. Н. Радиохимия. - М.: Химия, 1978. - 560 с.
6. Широков Ю.М., Юдин Н.П. Ядерная физика. - М., Наука, 1980.
7. Козлов В.Ф. Справочник по радиационной безопасности. - 5-е изд., перераб. и доп. - М.: Энергоатомиздат, 1999. - 520 с.
8. Моисеев А.А., Иванов В.И. Справочник по дозиметрии и радиационной гигиене. - М.: Энергоатомиздат, 1992. - 252 с.
9. Кириллов В.Ф., Книжников В.А., Коренков И.П. Радиационная гигиена // Под ред. Л.А. Ильина. - М.: Медицина, 1988. - 336 с.
10. Рихванов Л.П. Общие и региональные проблемы радиоэкологии. - Томск: ТПУ, 1997. - 384 с.
11. Бэгнал К. Химия редких радиоактивных элементов. Полоний - актиний: Пер. с англ. // Под ред. Ю.В. Гагаринского. - М.: Изд-во иностр. лит-ры. - 256 с.
12. Гусев Н.Г., Рубцов П.М., Коваленко В.В., Колобашкин В.В. Радиационные характеристики продуктов деления: Справочник. - М.: Атомиздат, 1974. - 224 с.
13. Трансурановые элементы в окружающей среде // Под ред. У.С. Хэнсона: Пер. с англ. - М.: Мир, 1985. - 344 с.
14. Смыслов А.А. Уран и торий в земной коре. - Л.: Недра, 1974. - 232 с.
15. Ионизирующие излучения: источники и биологические эффекты. Научный комитет ООН по действию атомной радиации (НКДАР). Доклад за 1982 г. в Генеральной Ассамблее. Т.1. - Нью-Йорк, ООН, 1982. - 882 с.
16. Источники, эффекты и опасность ионизирующей радиации // Доклад Научного комитета ООН по действию атомной радиации Генеральной Ассамблее за 1988 год. - М.: Мир, 1992. - 1232 с.
17. Василенко И.Я. Токсикология продуктов ядерного деления. - М.: Медицина, 1999. - 200 с.
18. Израэль Ю.А., Стукин Е.Д. Гамма - излучение радиоактивных выпадений. - М.: Атомиздат, 1967. - 224 с.
19. Алексахин Р.М., Архипов Н.П., Василенко И.Я. Тяжелые естественные радионуклиды в биосфере. - М.: Наука, 1990. - 368 с.
20. Криволуцкий Д.А. и др. Действие ионизирующей радиации на биогеоценоз. - М.: Гидрометеоиздат, 1977. - 320 с.
21. Булдаков Л.А. Радиоактивные вещества и человек.-М.: Энергоатомиздат, 1990 - 160 с.
22. Рузер Л.С. Радиоактивные аэрозоли //Под ред. А.Н. Мартынюка. - М.: Энергоатомиздат, 2001. - 230 с.
23. Журавлев В.Ф. Токсикология радиоактивных веществ. - М.: Энергоатомиздат, 1990. - 336 с.
24. Моисеев А.А. Цезий-137. Окружающая среда - человек. - М.: Энергоатомиздат, 1985. - 121 с.
25. Тихонов М.Н., Муратов О.Э. Альтернативный ядерно-топливный цикл: необходимость и актуальность // Экология промышленного производства, 2009, вып. 4,с. 40-48.
26. Алексахин Р.М., Васильев А.В., Дикарев В.Г. и др. Сельскохозяйственная радиоэкология. - М., Экология, 1991.
27. Чалов П.И. Изотопное фракционирование природного урана. - Фрунзе: Илим, 1975.
28. Пилипенко А.Т. Натрий и калий // Справочник по элементарной химии. - 2-е изд. - Киев: Наукова думка, 1978, с. 316-319.
29. Тихонов М.Н. Радоновая опасность: источники, дозы и нерешенные вопросы // Экологическая экспертиза. Обз.инф., 2009, вып. 5, с. 2-108. - М., ВИНИТИ РАН.
30. Гудзенко В.В., Дубинчук В.Т. Изотопы радия и радона в природных водах. - М.: Наука, 1987. - 157 с.
31. Мартынюк Ю.Н. К вопросу о качестве питьевой воды по радиационному признаку // АНРИ, 1996, №1, с. 64-66.
32. Борисов Н.Б., Ильин Л.А., Маргулис У.Я. и др. Радиационная безопасность при работе с полонием-210 // Под ред. И.В. Петрянова и Л.А. Ильина. - М.: Атомиздат, 1980. - 264 с.
33. Методика выполнения измерений объемной активности полония-210 и свинца-210 в природных водах альфа-бета-радиометрическим методом с радиохимической подготовкой. - М., 2001.
34. Гусев Н.Г., Беляев В.А. Радиоактивные выбросы в биосфере: Справочник. - М.: Энергоатомиздат, 1991. - 255 с.
35. Болсуновский А.Я. Производство ядерных материалов в России и загрязнение окружающей среды. - В кн.: Атом без грифа «Секретно»: точки зрения. - Москва-Берлин, 1992, с. 9-29.
36. Федорова Е.А., Пономарева Р.П., Милакина Л.А. Закономерности поведения 14 С в системе атмосфера-растение в условиях непостоянной концетрации СО 2 в воздухе // Экология, 1985, №5, с. 24-29.
37. Пономарева Р.П., Милакина Л.А., Савина В.И. Закономерности поведения углерода-14 в пищевых цепях человека в условиях действия локального источника выбросов // Атомная промышленность: окружающая среда и здоровье населения / Под ред. Л.А. Булдакова, С.Н. Демина. - М., 1988, с. 240-249.
38. Рублевский В.П., Голенецкий С.П., Кирдин Г.С. Радиоактивный углерод в биосфере. - М.: Атомиздат, 1979. - 150 с.
39. Артемова Н.Е., Бондарев А.А., Карпов В.И., Курдюмов Б.С. и др. Допустимые выбросы радиоактивных и вредных химических веществ в приземном слое атмосферы. - М.: Атомиздат, 1980. - 235 с.
40. Демин С.Н. Проблема углерода-14 в районе ПО «Маяк» // Вопросы радиационной безопасности, 2000, №1, с. 61-66.
41. Сахаров А.Д. Радиоактивный углерод ядерных взрывов и непороговые биологические эффекты // Атомная энергия, 1958, Т. 4, №6, с. 576-580.
42. Сахаров А.Д. Радиоактивный углерод ядерных взрывов и непороговые биологические эффекты // Наука и всеобщая безопасность, 1991, Т. 1, №4, с. 3-8.
43. Германский А.М. Атмосферный радиоуглерод и смертность в Дании. Интернет-журнал «Коммерческая биотехнология», 2005.
44. Эванс Э. Тритий и его соединения. - М., Атомиздат, 1970.
45. Ленский Л.А. Физика и химия трития. - М., Атомиздат, 1981.
46. Беловодский Л.Ф., Гаевой В.К., Гришмановский В.И. Тритий. - М., Атомиздат, 1985.
47. Андреев Б.М., Зельвенский Я.Д., Катальников С.Г. Тяжелые изотопы водорода в ядерной технике. - М., Атомиздат, 1987.
48. Леенсон И.А. 100 вопросов и ответов по химии. - М., АСТ-Астрель, 2002.
49. Дубасов Ю.В., Окунев Н.С., Пахомов С.А. Мониторинг радионуклидов ксенона и криптона-85 в Северо-Западном регионе России в 2007-2008 гг. // Сб.докл. III Межд. ядерного форума 22-26 сент. 2008 г. - СПб.: НОУ ДПО «АТОМПРОФ», 2008, с. 57-62.
50. Ксензенко В.И., Стасиневич Д.С. Химия и технология брома, йода и их соединений. 2-е изд. - М.: Ин.лит., 1995. - 562 с.
51. Бэгнал К. Химия селена, теллура и полония. - М., 1971.
52. Методические указания МУ 2.6.1.082-96. Оценка дозы внутреннего облучения щитовидной железы йодом-131 по результатам определения содержания йода-129 в объектах окружающей среды (Утв. Зам. Главного государственного санитарного врача РФ 24 мая 1996 г.).
53. Гаврилин Ю.И., Волков В.Я., Макаренкова И.И. Ретроспективное восстановление интегральных выпадений йода-131 по населенным пунктам Брянской области России на основе результатов определения в 2008 г. содержания йода-129 в почве // Радиационная гигиена, 2009, Т. 2, №3, с. 38-44.
54. Василенко И.Я., Василенко О.И. Стронций радиоактивный // Энергия: экономика, техника, экология, 2002, №4, с. 26-32.
55. Василенко И.Я. Радиоактивный цезий-137 // Природа, 1999, №3, с. 70-76.
56. Плутониевая экономика: выход или тупик. Плутоний в окружающей среде // Сост. Миронова Н.И. - Челябинск, 1998. - 74 с.
57. Блюменталь У.Б. Химия циркония. - М., 1963.
58. Перцов Л.А. Ионизирующее излучение биосферы. - М.: Атомиздат, 1973. - 288 с.
59. Популярная библиотека химических элементов. Кн.2. Серебро-нильсборий и далее. - 3-е изд. - М.: Наука, 1983. - 573 с.
60. Огородников Б.И. Торон и его дочерние продукты в проблеме ингаляционного облучения // Атомная техника за рубежом, 2006, №6, с. 10-15.
61. Ярмоненко С.П. Радиобиология человека и животных.-М.: Высшая школа, 1988.-424 с.
62. Бабаев Н.С., Демин В.Ф., Ильин Л.А. и др. Ядерная энергетика, человек и окружающая среда /Под ред. акад. А.П. Александрова. - М.: Энергоатомиздат, 1984. - 312 с.
63. Абрамов Ю.В. и др. Определение доз внешнего облучения органов и тканей в соответствии с требованиями НРБ -99 в производственных условиях //Медицина экстремальных ситуаций, 2000, № 3 (6), с.55-60.
64. Алексахин Р.М., Булдаков Л.А., Губанов В.А. и др. Крупные радиационные аварии: последствия и защитные меры /Под общ. ред. Л.А.Ильина и В.А. Губанова. - М.: ИздАТ, 2001. -752 с.
65. Машкович В.П., Кудрявцева А.В. Защита от ионизирующих излучений: Справочник, 4-е изд. - М.: Энергоатомиздат, 1995.
66. Радиационная медицина. Т.2. Радиационные поражения человека / Под общ. ред. акад. РАМН Л.А.Ильина. -М.:ИздАТ, 2001. -432 с.