Плутоний-238: свойства, производство и применение в РИТЭГах.

Введение

Изотоп плутония, используемый в радиоизотопных термоэлектрических генераторах.

Плутоний-238 (238Pu или Pu-238) — радиоактивный изотоп плутония с периодом полураспада 87,7 лет. Плутоний-238 является мощным альфа-излучателем; поскольку альфа-частицы легко экранируются, этот изотоп плутония-238 подходит для использования в радиоизотопных термоэлектрических генераторах (РТГ) и радиоизотопных нагревательных устройствах. Плотность плутония-238 при комнатной температуре составляет приблизительно 19,8 г/см³. Этот материал генерирует около 0,57 ватт на грамм 238Pu. Критическая масса металлического плутония-238 для сферы без отражателя точно не установлена, однако её расчетный диапазон составляет от 9,04 до 10,07 килограммов.

Манхэттенский проект

Плутоний был впервые синтезирован в 1940 году и выделен в 1941 году химиками из Калифорнийского университета в Беркли. Проект «Манхэттен» начался вскоре после открытия, при этом большинство ранних исследований (до 1944 года) проводились с использованием небольших образцов, изготовленных на больших циклотронах в лаборатории Berkeley Rad и Вашингтонском университете в Сент-Луисе. Промышленное производство плутония началось только в марте 1945 года, когда на площадке Ханфорд вступил в эксплуатацию реактор B. Мазки из носа, взятые у исследователей плутония, показали, что плутоний попадал в организм с воздухом. Ведущий химик проекта «Манхэттен» Гленн Сиборг, открывший многие трансурановые элементы, включая плутоний, настоятельно рекомендовал разработать программу безопасности для исследований плутония. В записке Роберту Стоуну из Чикагской метрологической лаборатории Сиборг написал, что «программу по отслеживанию пути плутония в организме следует начать как можно скорее с наивысшим приоритетом». Эта записка датирована 5 января 1944 года, до многих случаев загрязнения в 1944 году в здании D, где работал Мастик. Сиборг позже утверждал, что он вовсе не намеревался подразумевать эксперименты на людях в этой записке и узнал о ее использовании на людях гораздо позже из-за секретности и разграничения информации. Ему был доступен высокорадиоактивный плутоний-238 (производившийся в 60-дюймовом циклотроне лаборатории Кроккера путем дейтеронной бомбардировки природного урана).

Проект по созданию оружия предусматривал производство около 1 кг/год 238Pu в течение 3 лет. Однако, несмотря на двухлетние усилия, начавшиеся в середине 1961 года на объекте Mound, компонент 238Pu не удавалось производить в соответствии со спецификациями. Были предприняты максимальные усилия: работа в 3 смены, 6 дней в неделю, и наращивание производства 238Pu на Саванне-Ривер в течение следующих трех лет до примерно 20 кг/год. Ослабление спецификаций позволило повысить производительность до 3%, и производство наконец началось в 1964 году.

Использование в радиоизотопных термоэлектрических генераторах

Начиная с 1 января 1957 года, изобретатели RTG из Mound Laboratories, Джордан и Берден, работали по контракту с Корпусом связи Армии (R 65 8 998 11 SC 03 91) над проведением исследований радиоактивных материалов и термопар, пригодных для прямого преобразования тепла в электрическую энергию с использованием полония-210 в качестве источника тепла. В 1961 году капитан Р.Т. Карпентер выбрал 238Pu в качестве топлива для первого RTG (радиоизотопного термоэлектрического генератора), который должен был быть запущен в космос в качестве вспомогательного источника питания для навигационного спутника ВМС "Transit IV". К 21 января 1963 года решение о том, какой изотоп будет использоваться для питания крупных РТГ в рамках программ НАСА, еще не было принято. В начале 1964 года ученые Mound Laboratories разработали новый метод изготовления компонента для оружия, что позволило достичь эффективности производства около 98%. Это высвободило избыток производства 238Pu на Саванне-Ривер для использования в космической энергетике, как раз вовремя для удовлетворения потребностей РТГ SNAP 27 на Луне, космического аппарата Pioneer, посадочных модулей Viking Mars, большего числа навигационных спутников Transit Navy (предшественников современной GPS) и двух космических аппаратов Voyager, для которых все источники тепла на основе 238Pu были изготовлены в лабораториях Mound. Радиоизотопные нагревательные элементы использовались в космических исследованиях, начиная с радиоизотопных нагревателей Apollo (ALRH), обеспечивающих подогрев сейсмического эксперимента, размещенного на Луне миссией Apollo 11, и на нескольких лунных и марсианских роверах, до 129 LWRHU, обеспечивающих подогрев экспериментов на космическом аппарате Galileo. В конце 1964 года было завершено строительство пристройки к зданию специальной металлургии для производства компонентов оружия, предназначенной для изготовления топлива с источником тепла на основе 238Pu. В 1969 году во временном здании исследований была установлена временная установка по производству топлива для спутников "Transit". После завершения проекта по производству компонентов оружия, здание специальной металлургии, получившее прозвище "Змеиная гора" из-за трудностей, связанных с обработкой больших количеств 238Pu, прекратило свою деятельность 30 июня 1968 года, а операции с 238Pu были переданы новому зданию переработки плутония, специально спроектированному и построенному для работы с большими количествами 238Pu. Плутоний-238 имеет самый высокий относительный коэффициент опасности (152) среди всех 256 радионуклидов, оцененных Карлом З. Морганом и др. в 1963 году.

Beginning on January 1, 1957, Mound Laboratories RTG inventors Jordan & Birden were working on an Army Signal Corps contract (R 65 8 998 11 SC 03 91) to conduct research on radioactive materials and thermocouples suitable for the direct conversion of heat to electrical energy using polonium 210 as the heat source. In 1961, Capt. R. T. Carpenter had chosen 238Pu as the fuel for the first RTG (radioisotope thermoelectric generator) to be launched into space as auxiliary power for the Transit IV Navy navigational satellite. By January 21, 1963, the decision had yet to be made as to what isotope would be used to fuel the large RTGs for NASA programs. Early in 1964, Mound Laboratories scientists developed a different method of fabricating the weapon component that resulted in a production efficiency of around 98%. This made available the excess Savannah River 238Pu production for Space Electric Power use just in time to meet the needs of the SNAP 27 RTG on the Moon, the Pioneer spacecraft, the Viking Mars landers, more Transit Navy navigation satellites (precursor to today's GPS) and two Voyager spacecraft, for which all of the 238Pu heat sources were fabricated at Mound Laboratories. The radioisotope heater units were used in space exploration beginning with the Apollo Radioisotope Heaters (ALRH) warming the Seismic Experiment placed on the Moon by the Apollo 11 mission and on several Moon and Mars rovers, to the 129 LWRHUs warming the experiments on the Galileo spacecraft. An addition to the Special Metallurgical building weapon component production facility was completed at the end of 1964 for 238Pu heat source fuel fabrication. A temporary fuel production facility was also installed in the Research Building in 1969 for Transit fuel fabrication. With completion of the weapons component project, the Special Metallurgical Building, nicknamed "Snake Mountain" because of the difficulties encountered in handling large quantities of 238Pu, ceased operations on June 30, 1968, with 238Pu operations taken over by the new Plutonium Processing Building, especially designed and constructed for handling large quantities of 238Pu. Plutonium 238 is given the highest relative hazard number (152) of all 256 radionuclides evaluated by Karl Z. Morgan et al. in 1963.

Сердечные кардиостимуляторы на ядерной основе

В Соединенных Штатах, когда плутоний-238 стал доступен для невоенных целей, было предложено и протестировано множество применений, включая программу кардиостимуляторов, начавшуюся 1 июня 1966 года совместно с NUMEC. Последний из этих приборов был имплантирован в 1988 году, поскольку литиевые кардиостимуляторы, рассчитанные на срок службы 10 лет и более без недостатков, связанных с радиационной безопасностью и нормативными требованиями, сделали эти устройства устаревшими. По состоянию на 2007 год в США девять человек все еще были живы с кардиостимуляторами, работающими на ядерной энергии, из первоначальных 139 пациентов. После смерти этих людей кардиостимулятор должен быть извлечен и отправлен в Лос-Аламос для извлечения плутония. В письме в New England Journal of Medicine, посвященном женщине, получившей кардиостимулятор Numec NU 5 десятилетия назад, который продолжает работать, несмотря на первоначальную стоимость в 5000 долларов (эквивалент 23000 долларов в 2007 году), последующие расходы составили около 19000 долларов по сравнению с 55000 долларами за кардиостимулятор на батарейках. Около 1600 кардиостимуляторов и/или аккумуляторных блоков, работающих на ядерной энергии, были обнаружены по всей территории Соединенных Штатов и подлежат извлечению группой Off Site Source Recovery Project (OSRP) в Лос-Аламосской национальной лаборатории (LANL).

Производство

Плутоний реакторного качества из отработавшего ядерного топлива содержит различные изотопы плутония. 238Pu составляет лишь один-два процента, но может быть ответственен за значительную часть тепловыделения в короткий период времени из-за его короткого периода полураспада по сравнению с другими изотопами плутония. Плутоний реакторного качества не пригоден для производства 238Pu для РИТЭГов, поскольку потребуется сложное изотопное разделение. Чистый плутоний-238 получают путем нейтронного облучения нептуния-237, одного из минорных актинидов, который можно извлечь из отработавшего ядерного топлива в процессе переработки, или путем нейтронного облучения америция в реакторе. Мишени очищаются химическим путем, включая растворение в азотной кислоте для извлечения плутония-238. В 100 кг образце топлива легководного реактора, облученного в течение трех лет, содержится всего около 700 граммов (0,7% по весу) нептуния-237, который необходимо извлечь и очистить. Значительные количества чистого 238Pu также могут быть получены в ториевом топливном цикле. В США, Инициатива космических и оборонных энергетических систем Управления ядерной энергии Министерства энергетики перерабатывает 238Pu, обеспечивает его хранение, разрабатывает, производит, транспортирует и обеспечивает безопасность радиоизотопных источников энергии и тепла для космических исследований и космических аппаратов национальной безопасности. По состоянию на март 2015 года в общей сложности [количество] 238Pu было доступно для использования в гражданских космических целях. Из этого запаса [количество] соответствовало спецификациям NASA по мощности. Часть этого запаса 238Pu была использована в многоцелевом радиоизотопном термоэлектрическом генераторе (MMRTG) для миссии Mars Rover 2020 года и в двух дополнительных MMRTG для планируемой миссии NASA в 2024 году. После этого останется [количество], включая примерно [количество], едва соответствующее спецификациям NASA. Поскольку изотопный состав материала со временем уменьшается из-за радиоактивного распада во время хранения, этот запас можно привести в соответствие со спецификациями NASA путем смешивания его с меньшим количеством свежепроизведенного 238Pu с более высоким содержанием изотопа и, следовательно, плотностью энергии.

Reactor grade plutonium from spent nuclear fuel contains various isotopes of plutonium. 238Pu makes up only one or two percent, but it may be responsible for much of the short term decay heat because of its short half life relative to other plutonium isotopes. Reactor grade plutonium is not useful for producing 238Pu for RTGs because difficult isotopic separation would be needed. Pure plutonium 238 is prepared by neutron irradiation of neptunium 237, one of the minor actinides that can be recovered from spent nuclear fuel during reprocessing, or by the neutron irradiation of americium in a reactor. The targets are purified chemically, including dissolution in nitric acid to extract the plutonium 238. A 100 kg sample of light water reactor fuel that has been irradiated for three years contains only about 700 grams (0.7% by weight) of neptunium 237, which must be extracted and purified. Significant amounts of pure 238Pu could also be produced in a thorium fuel cycle. In the US, the Department of Energy's Space and Defense Power Systems Initiative of the Office of Nuclear Energy processes 238Pu, maintains its storage, and develops, produces, transports and manages safety of radioisotope power and heating units for both space exploration and national security spacecraft. As of March 2015, a total of of 238Pu was available for civil space uses. Out of the inventory, remained in a condition meeting NASA specifications for power delivery. Some of this pool of 238Pu was used in a multi mission radioisotope thermoelectric generator (MMRTG) for the 2020 Mars Rover mission and two additional MMRTGs for a notional 2024 NASA mission. would remain after that, including approximately just barely meeting the NASA specification. Since isotope content in the material is lost over time to radioactive decay while in storage, this stock could be brought up to NASA specifications by blending it with a smaller amount of freshly produced 238Pu with a higher content of the isotope, and therefore energy density.

Производство в США прекращается и возобновляется

Соединенные Штаты прекратили производство 238Pu в больших объемах с закрытием реакторов Savannah River Site в 1988 году. С 1993 года весь 238Pu, используемый в американских космических аппаратах, закупался в России. В общей сложности было закуплено [количество], но Россия больше не производит 238Pu, и их собственные запасы, по сообщениям, истощаются. В феврале 2013 года небольшое количество 238Pu было успешно произведено реактором высокого потока изотопов Оук-Ридж, а 22 декабря 2015 года они сообщили о производстве [количество] 238Pu. В марте 2017 года Ontario Power Generation (OPG) и ее подразделение Canadian Nuclear Partners объявили о планах по производству 238Pu в качестве второго источника для NASA. Стержни, содержащие нептуний-237, будут изготовлены в Тихоокеанской северо-западной национальной лаборатории (PNNL) в штате Вашингтон и отправлены на Дарлингтонскую атомную электростанцию OPG в Кларингтоне, Онтарио, Канада, где они будут облучаться нейтронами в активной зоне реактора для получения 238Pu. В январе 2019 года сообщалось, что некоторые автоматизированные аспекты его производства были внедрены в Национальной лаборатории Оук-Ридж в Теннесси, что, как ожидается, утроит количество производимых в неделю гранул плутония. В настоящее время ожидается, что скорость производства увеличится с 80 гранул в неделю до примерно 275 гранул в неделю, что составит общее производство около 400 граммов в год. Они незамедлительно создали рабочий прототип с использованием источника тепла 210Po и 1 января 1957 года заключили контракт с Корпусом связи Армии (R 65 8 998 11 SC 03 91) на проведение исследований радиоактивных материалов и термопар, подходящих для прямого преобразования тепла в электрическую энергию с использованием полония-210 в качестве источника тепла. В 1966 году исследование, опубликованное SAE International, описало потенциал использования плутония-238 в подсистемах радиоизотопного энергоснабжения для применения в космосе. В этом исследовании основное внимание уделялось преобразованию энергии посредством цикла Ренкина, цикла Брэйтона, термоэлектрического преобразования и термоионного преобразования с использованием плутония-238 в качестве основного нагревательного элемента. Тепло, поставляемое нагревательным элементом плутония-238, оставалось постоянным в диапазоне от 400 °C до 1000 °C, но будущие технологии могли бы достичь верхнего предела в 2000 °C, что еще больше повысило бы эффективность энергетических систем. Исследование цикла Ренкина показало эффективность от 15 до 19% при температуре на входе в турбину 1800 R, в то время как цикл Брэйтона предлагал эффективность более 20% при температуре на входе 2000 R. Термоэлектрические преобразователи предлагали низкую эффективность (3-5%) но высокую надежность. Термоионное преобразование могло бы обеспечить аналогичную эффективность цикла Брэйтона при достижении надлежащих условий. Технология РИТЭГ (радиоизотопных термоэлектрических генераторов) была впервые разработана в Национальной лаборатории Лос-Аламоса в 1960-х и 1970-х годах для обеспечения радиоизотопной термоэлектрической генераторной мощности для кардиостимуляторов. Из 250 кардиостимуляторов на плутониевом питании, произведенных компанией Medtronic, двадцать два все еще находились в эксплуатации более чем через двадцать пять лет, что не под силу ни одному кардиостимулятору с батарейным питанием. Эта же технология энергоснабжения РИТЭГ использовалась в космических аппаратах, таких как Pioneer 10 и 11, Voyager 1 и 2, Cassini–Huygens и New Horizons, а также в других устройствах, таких как Mars Science Laboratory и Mars 2020 Perseverance Rover, для долгосрочной генерации ядерной энергии.

The United States stopped producing bulk 238Pu with the closure of the Savannah River Site reactors in 1988. Since 1993, all of the 238Pu used in American spacecraft has been purchased from Russia. In total, have been purchased, but Russia is no longer producing 238Pu, and their own supply is reportedly running low. In February 2013, a small amount of 238Pu was successfully produced by Oak Ridge's High Flux Isotope Reactor, and on December 22, 2015, they reported the production of of 238Pu. In March 2017, Ontario Power Generation (OPG) and its venture arm, Canadian Nuclear Partners, announced plans to produce 238Pu as a second source for NASA. Rods containing neptunium 237 will be fabricated by Pacific Northwest National Laboratory (PNNL) in Washington State and shipped to OPG's Darlington Nuclear Generating Station in Clarington, Ontario, Canada where they will be irradiated with neutrons inside the reactor's core to produce 238Pu. In January 2019, it was reported that some automated aspects of its production were implemented at Oak Ridge National Laboratory in Tennessee, that are expected to triple the number of plutonium pellets produced each week. The production rate is now expected to increase from 80 pellets per week to about 275 pellets per week, for a total production of about 400 grams per year. They immediately produced a working prototype using a 210Po heat source, and on January 1, 1957, entered into an Army Signal Corps contract (R 65 8 998 11 SC 03 91) to conduct research on radioactive materials and thermocouples suitable for the direct conversion of heat to electrical energy using polonium 210 as the heat source. In 1966, a study reported by SAE International described the potential for the use of plutonium 238 in radioisotope power subsystems for applications in space. This study focused on employing power conversions through the Rankine cycle, Brayton cycle, thermoelectric conversion and thermionic conversion with plutonium 238 as the primary heating element. The heat supplied by the plutonium 238 heating element was consistent between the 400 °C and 1000 °C regime but future technology could reach an upper limit of 2000 °C, further increasing the efficiency of the power systems. The Rankine cycle study reported an efficiency between 15 and 19% with inlet turbine temperatures of 1800 R, whereas the Brayton cycle offered efficiency greater than 20% with an inlet temperature of 2000 R. Thermoelectric converters offered low efficiency (3 5%) but high reliability. Thermionic conversion could provide similar efficiencies to the Brayton cycle if proper conditions reached. RTG technology was first developed by Los Alamos National Laboratory during the 1960s and 1970s to provide radioisotope thermoelectric generator power for cardiac pacemakers. Of the 250 plutonium powered pacemakers Medtronic manufactured, twenty two were still in service more than twenty five years later, a feat that no battery powered pacemaker could achieve. This same RTG power technology has been used in spacecraft such as Pioneer 10 and 11, Voyager 1 and 2, Cassini–Huygens and New Horizons, and in other devices, such as the Mars Science Laboratory and Mars 2020 Perseverance Rover, for long term nuclear power generation.