Здесь термин «защищенность» понимается с точки зрения проблемы нераспространения делящихся материалов и защиты их от неконтролируемого переключения на неэнергетические цели.
Если не касаться мер по физической защите, учету и контролю ядерных материалов, то защищенность существующего ЯТЦ, т. е. в основном открытого цикла с использованием уранового топлива в легководных реакторах, определяют следующе два фактора:
- • сравнительно низкое обогащение урана, что не позволяет напрямую (без операции изотопного обогащения) применять этот уран в качестве оружейного материала;
- • облученное топливо, содержащее плутоний, защищено высоким уровнем радиоактивности продуктов деления и младших актинидов до тех пор, пока они не удалены в результате химической переработки.
В реакторном ториевом топливном цикле, когда торий является сырьевым материалом, a 233U — делящимся нуклидом, топливо, по существу, представляет собой смесь урана и тория.
Химическое разделение этих различных элементов позволяет сразу получить урановую фракцию, которая содержит делящийся изотоп 233U в качестве доминирующей доли. По размножающим свойствам этот уран подобен высокообогащенному урану и поэтому выделение урана-233 из ториевого топлива сделает уязвимым такой реакторный топливный цикл с точки зрения нераспространения ядерного оружия.
Известно предложение разбавлять этот уран изотопом 238U, т. е. превращать его, по существу, в низкообогащенный по делящемуся изотопу. Но в этом случае в процессе облучения в реакторе будет накапливаться плутоний, который будет защищен так же, как сейчас накопленный плутоний в составе ОЯТ.
Наряду с этим существует возможность повысить защищенность U в уран-ториевом ЯТЦ и без ' U. Денатурирующим изотопом в уран-ториевом ЯТЦ может служить 232U [6.1]. Этот изотоп является интенсивным источником тепловыделения а-распада {Ту2 = 68.9 года, удельное тепловыделение — 830 Вт/кг) и источником нейтронов спонтанного деления. Кроме того, продукты распада 232и являются интенсивными источниками жесткого уизлучения. Ядерный заряд, изготовленный из урана с заметной долей 232U, потребует интенсивного теплоотвода и специальной дистанционной технологии обращения. Важно заметить также, что интенсивный а-распад 232U может затруднить применение существующей технологии изотопного разделения для отделения изотопа.
232и.
При радиохимической переработке ОЯТ накопленный плутоний может изыматься из топливного цикла мировой ЯЭ для утилизации в специальных установках, как это предусматривается в концепции GNEP, предложенной президентом США в начале XXI века [6.2].[1]
Урановая фракция, состоящая из смеси практически всех значимых изотопов урана ' ' U, представляет собой уран невысокого обогащения по основным делящимся изотопам 233,235U. При несанкционированных попытках обогатить его до высокого уровня и получить материал, пригодный для создания ядерного взрывного устройства, возникнут большие трудности.
- [1] В связи с этим заметим, что для эффективной утилизации накопленного плутония, по нашему мнению, лучше всего подошли бы быстрые реакторы с (Pu-Th)-топливом, в которых при сжигании плутония мог бы нарабатываться 233U для подпитки тепловых энергетических реакторов.
