ТЕХНИЧЕСКИЕ АСПЕКТЫ ЯДЕРНОЙ ПРОГРАММЫ КНДР
Юрий
Юдин
Подозрения, что Пхеньян стремится к обладанию ядерным оружием, существовали дав
но. Правда, подтвердить или опровергнуть эти подозрения очень тяжело. КНДР является
самой закрытой страной в мире. Информация о состоянии ее ядерных программ очень
скудна и противоречива. Эта информация в значительной степени основывается на оцен
ках различных разведывательных служб. Но таким оценкам тоже не всегда можно дове рять полностью, что продемонстрировала вторая война в Ираке. При отсутствии источни ков информации внутри страны разведывательные службы вынуждены в основном опи раться на национальные технические средства разведки и на информацию, полученную от перебежчиков. Однако технические средства разведки (например, спутниковые фото графии) требуют правильной интерпретации и не всегда они могут предоставить полную картину событий. Перебежчики нередко намеренно или невольно предоставляют ложную или искаженную информацию. В условиях недостатка информации разведывательные Р службы в своих оценках зачастую исходят из самых неблагоприятных сценариев. Да и са ми эти оценки меняются со временем или в зависимости от страны, где их делают.
О Данная статья ставит своей целью проанализировать доступную в открытых источниках З информацию о технических аспектах северокорейской ядерной программы.
Б О
ПЛУТОНИЕВАЯ ЯДЕРНАЯ ПРОГРАММА
Газографитовые ядерные реакторы Работающий газографитовый северокорейский ядерный реактор был спроектирован по образцу британского реактора Калдер Холл (Calder Hall). Реакторы этого типа использу ют графит в качестве замедлителя и углекислый газ под давлением в качестве теплоно сителя. В этих реакторах используется необогащенное металлическое урановое топли во в оболочке из сплава магния. Отсюда общее название этого типа ядерных реакторов Магнокс (Magnox от английского magnesium oxide – оксид магния). Оболочки топливных элементов реакторов Калдер Холл сделаны из сплава оксида магния с алюминием. Во Франции также были построены несколько газографитовых реакторов, в которых в каче стве оболочек топливных элементов применялся сплав магния с цирконием. Британские и французские газографитовые реакторы использовались как для производства элект роэнергии, так и для производства оружейного плутония.Выбор Северной Кореи в пользу газографитовых реакторов имеет под собой объектив ную основу:
конструкция реакторов Калдер Холл была рассекречена в конце 1950 х гг. и нахо дилась в открытом доступе для членов МАГАТЭ;
ЯДЕРНЫЙ КОНТРОЛЬ № 1 (79), Том 12 в КНДР имеются достаточные запасы урансодержащих руд и графита1;
такие реакторы не требуют использования тяжелой воды или обогащенного ура на, производство которых отсутствовало в Северной Корее в 1980 х гг. Таким об разом, возможная зависимость КНДР от зарубежных поставок сводилась к мини муму, что соответствовало общей философии северокорейского общества, клю чевым элементом которой является опора на собственные силы.
Использование реакторов типа Магнокс имеет, однако, два существенных недостатка:
по сравнению с оксидным топливом топливо из металлического урана в большей степени подвержено радиационному повреждению в процессе облучения в реак торе и его размеры могут значительно меняться даже при относительно невысо ких температурах. Это означает, что существует риск повреждения оболочек топ ливных стержней, что может привести к необходимости остановки реактора на длительное время для проведения ремонтных работ;
отработавшее топливо реакторов типа Магнокс не может храниться в течение длительного времени после извлечения из реактора, так как магниевая оболочка топливных элементов подвержена коррозии под действием влаги, что может при вести к ее разрушению. Поэтому требуется обязательная переработка такого ОЯТ. Обычно время хранения топливных элементов реакторов Магнокс не превы шает 18 месяцев. Исследования МАГАТЭ показали, что специальными мерами (использование в бассейне–хранилище воды специальной чистоты и химическо го состава) это время, в принципе, может быть увеличено до пяти лет, после чего ОЯТ все равно необходимо перерабатывать.
КНДР приступила к строительству первого газографитового ядерного реактора в или в 1980 г. 14 августа 1985 г. реактор достиг критичности и начал функционировать с 1986 г. В КНДР его называют экспериментальным энергетическим ядерным реактором.
Электрическая мощность первого северокорейского ядерного реактора составляет МВт, тепловая мощность – от 20 до 30 МВт. Реактор использует топливные элементы длиной около 50 см и диаметром около 2,9 см. Вес одного топливного элемента состав ляет 6,25 кг, и он покрыт оболочкой из сплава магния и циркония (содержание циркония составляет 0,55%). Активная зона реактора имеет 812 топливных каналов. Каждый канал может вмещать до 10 топливных элементов. Всего в реакторе могут находиться до 8000 топливных элементов. Таким образом, при полной загрузке в активной зоне реак тора содержится около 50 т урана.
Информация о том, как работал первый северокорейский газографитовый ядерный ре актор, очень ограниченна. Утверждается, что вначале существовали серьезные пробле мы с его эксплуатацией, но затем северокорейским ученым и инженерам удалось с ни ми справиться, и реактор постепенно вышел на проектный режим работы.
Эффективность и надежность работы ядерного реактора характеризуется коэффициен том использования установленной мощности (КИУМ). Этот коэффициент равен отноше нию количества энергии, которое реактор фактически выработал за определенный пе риод времени, к количеству энергии, которое он мог бы выработать, если бы работал в течение всего периода времени без остановок и на номинальной мощности.
Точных данных об эффективности работы северокорейского реактора нет. Если гово рить о газографитовых реакторах в мире, то можно сказать, что это достаточно надеж ные и эффективные реакторы. Четыре реактора Калдер Холл были введены в действие в период с 1956 по 1959 г. и работали до 31 марта 2003 г., то есть более 45 лет. По ин формации компании British Nuclear Fuel Limited (BNFL), которая эксплуатировала реак торы Калдер Холл, их КИУМ достигал 90%2.
Строительство второго северокорейского газографитового ядерного реактора нача лось в Нёнбене в 1985 или в 1986 г. Электрическая мощность этого реактора должна бы ла составить 50 МВт, тепловая мощность – около 200 МВт.
ТЕХНИЧЕСКИЕ АСПЕКТЫ ЯДЕРНОЙ ПРОГРАММЫ КНДР
По различным оценкам, пуск реактора не мог состояться раньше конца 1995 г. или нача ла 1996 г. По условиям Рамочного соглашения между КНДР и США, строительство реак тора было в 1994 г. заморожено.По имеющимся данным, завод по производству топливных элементов в Нёнбене еще в начале 1990 х гг. изготовил топливные элементы для первой активной зоны второго се верокорейского газографитового ядерного реактора.
Строительство третьего, самого крупного газографитового ядерного реактора началось в Тхэчхоне в 1989 г. Электрическая мощность этого реактора должна была составить 200 МВт, тепловая мощность – от 600 до 800 МВт.
В 1992 г. северокорейские представители сообщили МАГАТЭ, что они планировали за вершить строительство этого реактора в 1996 г. По условиям Рамочного соглашения между КНДР и США, строительство реактора было в 1994 г. заморожено.
Моделью для газографитовых реакторов электрической мощностью 50 МВт и 200 МВт послужил британский газографитовый реактор Калдер Холл или французский газогра фитовый реактор G 2.
Переработка отработавшего ядерного топлива Лаборатория по производству изотопов Приблизительно в 1965 г. СССР в рамках межгосударственного соглашения о сотрудни честве в области мирного использования ядерной энергии поставил для Центра ядер ных исследований в Нёнбене радиохимическую лабораторию. Эта лаборатория включа ет в себя 7 горячих камер и 9 перчаточных боксов3 для работы с высокоактивными веще ствами. В КНДР ее называют Лабораторией по производству изотопов.
В середине 1960 х гг. эта лаборатория отвечала всем техническим стандартам того вре мени. Она позволяла выделять радионуклиды общей активностью до 5000 кюри из облу ченных реакторных топливных элементов, а также проводить различные радиохимичес кие исследования.
По видимому, именно в этой лаборатории отрабатывались элементы технологии пере работки ОЯТ и выделения плутония. В 1993 г. представители КНДР сообщили инспекто рам МАГАТЭ, что еще в 1975 г. в Лаборатории по производству изотопов было выделе но около 300 мг плутония из облученных топливных элементов исследовательского ре актора ИРТ 2000. Кроме того, Лаборатория по производству изотопов использовалась для производства изотопов для медицинского и промышленного использования, а так же для обучения и тренировки персонала.
Радиохимическая лаборатория Сооружение Радиохимической лаборатории в Нёнбене началось в 1985 г., и к 1992 г. бы ло завершено строительство шестиэтажного здания длиной 180 м, в котором находится лаборатория, а также завершено создание необходимой инфраструктуры.
КНДР представила первоначальную декларацию в МАГАТЭ, и в этой декларации было сказано, что лаборатория предназначалась для обучения специалистов процессу выде ления плутония, а также для обращения с ядерными отходами. Однако во время своей первой инспекционной поездки в 1992 г. представители МАГАТЭ пришли к выводу, что «лаборатория» представляет собой предприятие по переработке ОЯТ. После своего ви зита в КНДР в мае 1992 г. директор Агентства Х. Бликс заявил, что Радиохимическая ла боратория была на 80% готова, но было установлено только 40% внутреннего оборудо вания. Официальные лица КНДР тогда же сообщили, что ко времени визита Бликса не достающее оборудование было заказано, но еще не доставлено. Х. Бликс сказал, что ес ли бы все оборудование было установлено, «у него не было бы сомнений, что [лабора тория] должна считаться перерабатывающим заводом в нашей терминологии».
В 1992 г. лаборатория имела одну действующую «производственную линию», включаю щую оборудование для растворения ОЯТ, экстракции и очистки плутония. КНДР исполь зует для переработки ОЯТ наиболее распространенный в мире экстракционный метод «ПУРЕКС» (от английского PUREX – Plutonium URanium EXtraction). Используемые в КНДР технологии переработки ОЯТ были разработаны европейским консорциумом Eurochemic, который был оператором перерабатывающего завода в Бельгии в период с 1966 по 1974 г. В 1970 х гг. Eurochemic разработал технологии химических процессов, используемых при выделении плутония. В частности, консорциум разработал техноло гию химического удаления оболочек топливных элементов из магниевых сплавов с облу ченного уранового топлива, а также технологию связывания среднеактивных жидких от ходов процессов переработки с помощью битума. Еще в 1970 х гг. Eurochemic опублико вал в изданиях МАГАТЭ и собственных технических отчетах схематические чертежи сво его перерабатывающего завода в Бельгии и схемы производственных процессов. Севе рокорейские специалисты воспроизвели технологии Eurochemic в Радиохимической ла боратории в Нёнбене4.
В 1993 г. инспекторы МАГАТЭ обнаружили, что Северная Корея собиралась установить в Радиохимической лаборатории вторую «производственную линию», идентичную пер вой. Эта линия должна была повысить производительность лаборатории в два раза. По некоторым оценкам, максимальная производительность Радиохимической лаборато рии может составить от 200 до 250 т ОЯТ в год. В настоящее время она может перера батывать около 100 т ОЯТ реакторов типа Магнокс в год.
Наработка плутония КНДР имеет два потенциальных источника наработки плутония: газографитовый реак тор тепловой мощностью 20–30 МВт и исследовательский реактор ИРТ 2000 тепловой мощностью 8 МВт. О существовании в КНДР каких либо других источников производст ва плутония неизвестно.
Основным источником плутония является газографитовый реактор, поскольку, во пер вых, его тепловая мощность существенно выше, во вторых, он значительно более эф фективен с точки зрения производства плутония и, в третьих, он никогда не находился под реальными гарантиями МАГАТЭ. Содержание плутония в топливе зависит от вели чины энерговыработки, или «выгорания» топлива, которая измеряется в МВт*сутки/т.
Величина энерговыработки ОЯТ зависит от тепловой мощности реактора, условий его работы, времени, в течение которого топливо находилось в активной зоне реактора, а также от конструктивных особенностей реактора. Такая точная информация о характе ристиках и условиях работы северокорейского газографитового реактора отсутствует.
Тем не менее, мы можем провести ряд оценок, которые позволят качественно опреде лить количество плутония, которое могло быть наработано в этом реакторе.
Точная тепловая мощность северокорейского газографитового реактора неизвестна.
КНДР всегда приводила только его электрическую мощность – 5 МВт. Для оценок при мем, что тепловая мощность этого реактора составляет 25 МВт. Такое соотношение электрической и тепловой мощности – 1/5 – примерно соответствует характеристикам британских газографитовых реакторов Калдер Холл5.
Реактор начал работать в 1986 г. и был остановлен в марте 1994 г. для выгрузки актив ной зоны. В соответствии с условиями Рамочного соглашения между КНДР и США, он был заморожен в 1994 г. и вновь запущен только в феврале марте 2003 г., после того как КНДР заявила о выходе из ДНЯО и возобновлении своей ядерной программы. Реактор вновь был остановлен для выгрузки топлива в апреле 2005 г. Также имеются данные о том, что реактор останавливали на 71 день в 1989 г., на 30 дней в 1990 г. и на 50 дней в 1991 г. Эти остановки в работе реактора могли быть использованы для его частичной или полной перезагрузки с целью последующей переработки ОЯТ.
Косвенно возможность осуществления выгрузки топлива из реактора подтверждают данные исследования мазковых проб, взятых инспекторами МАГАТЭ в Радиохимичес
ТЕХНИЧЕСКИЕ АСПЕКТЫ ЯДЕРНОЙ ПРОГРАММЫ КНДР
кой лаборатории. Эти данные свидетельствуют, что Северная Корея могла провести три раздельные кампании по выделению плутония из ОЯТ в 1989, 1990 и 1991 гг.Указанные остановки реактора могли быть также вызваны проблемами, связанными с де формацией и разрушением топливных элементов. Топливо из металлического урана под вержено радиационному повреждению в процессе облучения. Его размеры могут значи тельно меняться даже при относительно невысоких температурах, что может приводить к разрушению оболочек топливных элементов и выходу из них радиоактивных продуктов де ления. Американская делегация, посетившая Центр ядерных исследований в Нёнбене в но ябре 1994 г., обнаружила около 700 поврежденных топливных элементов, хранившихся на реакторной площадке6. Такое большое количество поврежденных топливных элементов мо жет свидетельствовать о том, что северокорейские специалисты испытывали значительные трудности с эксплуатацией реактора, по крайней мере в первые несколько лет его работы.
Следует также отметить, что реальная энерговыработка топлива зависит от места рас положения топливных элементов в активной зоне реактора. Топливные элементы, кото рые находятся в центре активной зоны, имеют бoльшую энерговыработку, чем топлив ные элементы, находящиеся на периферии активной зоны. Реальная энерговыработка топлива может также зависеть от конкретных условий эксплуатации реактора. Северо корейские специалисты утверждали, что в начальный период эксплуатации газографи товый реактор в целях безопасности работал с частично вдвинутыми в активную зону стержнями аварийной защиты. Это приводило к подавлению нейтронного потока в верх ней части реактора, что в свою очередь служило причиной того, что топливные элемен ты, находившиеся в нижней части активной зоны, имели бoльшую энерговыработку, чем топливные элементы, находившиеся в верхней части активной зоны.
Возможно, что во время остановок реактора в 1989, 1990 и 1991 гг. из него были выгру жены поврежденные топливные элементы, а также топливные элементы, имевшие наи большую энерговыработку.
Перед выгрузкой ОЯТ в 1994 г. северокорейская сторона уведомила МАГАТЭ, что ей тре буется около двух месяцев для полной перезагрузки активной зоны газографитового ре актора. По словам официального представителя МАГАТЭ, северокорейские специалисты начали выгрузку ОЯТ из реактора 10 мая 1994 г., и к 15 июня они практически завершили эту процедуру. Таким образом, остановки реактора в 1989, 1990 и 1991 гг. были доста точно длительными для того, чтобы перегрузить значительную часть его активной зоны.
Для оценки содержания плутония в ОЯТ северокорейского газографитового реактора в за висимости от энерговыработки воспользуемся кривыми, приведенными ниже на рисунке.
Зависимость содержания плутония от энерговыработки ОЯТ Содержание плутония в ОЯТ, кг/т Этот рисунок требует некоторого пояснения. Верхняя кривая – это расчетная зависи мость содержания плутония в ОЯТ реакторов типа Магнокс от энерговыработки ОЯТ7.
Нижняя кривая – это оценка производства плутония в стандартном газографитовом ре акторе типа французского реактора G18. Треугольные маркеры – это реальные значения содержания плутония в ОЯТ реакторов Магнокс, полученные в результате переработки этого ОЯТ на английском перерабатывающем заводе B205 и на французских перераба тывающих заводах UP1 и UP29. Видно, что реальные значения содержания плутония в ОЯТ реакторов типа Магнокс лежат между двумя оценочными кривыми. Мы будем ис пользовать обе эти кривые для получения диапазона оценок наработки плутония в севе рокорейском газографитовом реакторе.
Если предположить, что реактор в Северной Корее работал на номинальной тепловой мощности круглый год, то средняя годовая энерговыработка топлива составила бы око ло 180 МВт*сутки/т. Если затем предположить, что одна и та же активная зона находи лась в таком работающем без остановок на номинальной мощности реакторе с начала 1986 г. и до марта 1994 г., то средняя энерговыработка ОЯТ составила бы около 1500 МВт*сутки/т. Однако реальная ситуация была далека от такой идеальной картины.
В 1992 г., когда в КНДР начались инспекции МАГАТЭ, северокорейские представители сказали инспекторам Агентства, что перезагрузки активной зоны реактора не было и что одна и та же активная зона находилась в реакторе с самого начала его эксплуатации в 1986 г. Они также сказали, что в активной зоне реактора на начало 1992 г. находилось около 17 кг плутония. Такая величина соответствует энерговыработке ОЯТ в 300– МВт*сутки/т. Если предположить, что активная зона реактора действительно не пере гружалась (за исключением нескольких сотен поврежденных топливных элементов, вы грузку которых из реактора подтвердили представители КНДР), то средняя тепловая мощность в течение шести лет работы реактора составляла 6,8–9,2 МВт, а средний КИУМ в этот период составлял 27–37%.
В соответствии с заявлениями КНДР и оценками МАГАТЭ, средняя энерговыработка ОЯТ после его выгрузки из активной зоны реактора в 1994 г. составляла около 600–700 МВт*сутки/т.
КНДР также предоставила инспекторам МАГАТЭ некоторые данные о режиме работы своего реактора. Основываясь на этой информации, можно выделить четыре четко вы раженных периода эксплуатации северокорейского газографитового реактора10:
период 1 – с начала 1986 г. до середины 1987 г. В этот период средняя тепловая мощность реактора составляла около 4 МВт, средний КИУМ – около 15%;
период 2 – с середины 1987 г. до середины 1989 г. В этот период средняя тепло вая мощность реактора составляла 12–13 МВт, средний КИУМ – около 50%;
период 3 – с середины 1989 г. до начала 1991 г. В этот период средняя тепловая мощность реактора составляла около 6 МВт, средний КИУМ – около 25%;
период 4 – с начала 1991 г. до марта 1994 г. В этот период средняя тепловая мощ ность реактора составляла 16–18 МВт, средний КИУМ – 65–70%.
Определенные вопросы вызывает период 3, поскольку северокорейская сторона не предоставила никаких объяснений, почему в этот период мощность реактора была за метно снижена. Определенные подозрения вызывает тот факт, что это необъясненное снижение мощности приходится на то же время, что и возможные необъявленные вы грузки ОЯТ из активной зоны. Достаточно правдоподобным в этом случае кажется пред положение, что в 1989 г. значительная часть активной зоны реактора все таки могла быть перезагружена. Если предположить, что активная зона была перезагружена цели ком, а затем, начиная с середины 1989 г., реактор работал с характеристиками перио да 4, то к марту 1994 г. средняя энерговыработка ОЯТ должна была составлять 575–625 МВт*сутки/т, что приблизительно соответствует заявлениям самой КНДР и оценкам МАГАТЭ. Если бы была перезагружена только часть активной зоны, то средняя
ТЕХНИЧЕСКИЕ АСПЕКТЫ ЯДЕРНОЙ ПРОГРАММЫ КНДР
энерговыработка ОЯТ в марте 1994 г. должна была быть несколько выше. При частичной перезагрузке активной зоны в первую очередь выгружались бы топливные элементы с наибольшей энерговыработкой, поскольку именно в них содержится наибольшее коли чество плутония.Рассмотрим два сценария. Первый сценарий: активная зона не перегружалась и нахо дилась в реакторе с 1986 г. по март 1994 г. Второй сценарий: активная зона была полно стью перезагружена в 1989 г. Все другие возможные варианты укладываются между этими двумя сценариями.
В первом сценарии мы имеем одну активную зону со средней энерговыработкой ОЯТ около 650 МВт*сутки/т. Такая активная зона содержит от 28 до 36 кг плутония. Этот плу тоний приблизительно на 94–95% состоит из изотопа Pu 239 и лишь на 5–6% из других изотопов плутония, из которых подавляющее количество приходится на изотоп плуто ний 240.
Принято считать, что плутонием оружейного качества является плутоний, который со держит не менее 93–94% изотопа Pu 239 и не более 6–7% изотопа плуто ний 24011. Таким образом, плутоний северокорейского газографитового реактора соот ветствует по изотопному составу плутонию оружейного качества.
«