Как выглядит оружейный плутоний. Что такое плутоний. Периоды полураспада некоторых изотопов плутония
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.
На саммите по ядерной безопасности Дмитрий Медведев заявил о закрытии последнего в России реактора—наработчика оружейного плутония.
Комментирует военный обозреватель Сергей Птичкин:
Пятнадцатого апреля в «закрытом» городе Железногорск Красноярского края произошло действительно знаменательное событие: реактор был остановлен. В СССР плутоний для изготовления боеголовок производился в разное время в разных количествах на различных предприятиях атомной промышленности. Однако массовая его выработка началась на реакторах типа АД и АДЭ в Железногорске. Здесь, в гранитных горах, был построен уникальный подземный завод по производству многих компонентов ядерного оружия и космических аппаратов военного назначения. Общая длина туннелей, прорубленных в скалах, превышает двести километров. Подобных циклопических сооружений нет нигде в мире.
Плутоний - это отдельная и очень яркая страница в истории ядерно-оружейной гонки ХХ века. В чистом виде в природе он не существует. Впервые получили его в 1940 году в США, где уже шли работы по атомному проекту. Со временем выяснилось, что Pu-239 идеально подходит для создания компактного и очень мощного ядерного оружия, поэтому его и стали называть оружейным. Критическая масса у него значительно меньше, чем у основной ядерной взрывчатки U-235. Первоначально плутоний использовался в качестве основного детонатора простых атомных, а затем и сложных термоядерных боеголовок. С развитием высоких технологий Pu-239 начали использовать как «чистую» взрывчатку. Особенно в малокалиберных боеприпасах, где при минимальном объеме необходимо было получить максимальный взрывной эффект. Плутониевые заряды стали применяться в разделяющихся боеголовках стратегических ракет, в артиллерийских снарядах, торпедах и диверсионных минах.
Плутоний можно было бы считать идеальной начинкой для всех видов ядерных боеприпасов, если бы не ряд существенных особенностей этого вещества, получаемого, только искусственным образом. Само производство оружейного плутония очень сложно и дорогостояще. Поэтому изготавливать его в необходимых количествах могли себе позволить лишь США и СССР. Помимо технологической сложности, производство его крайне опасно и требует соблюдения поистине беспрецедентных мер защиты. Pu-239 является одним из самых химически ядовитых элементов.
Будучи химически чрезвычайно активным, Pu-239 нестабилен, он начинает очень быстро окисляться, вступать в реакции с окружающими его средами. Создатели атомных и водородных бомб сделали все возможное и, наверное, невозможное, чтобы исключить для Pu-239 даже малейшую возможность окисления и потери им боевых свойств, но за десятилетия случиться может всякое. Нельзя исключить, что плутоний, основа современного ядерного оружия, не сохраняет свою расчетную критическую массу на протяжении десятилетий хранения в арсеналах. Компьютерные расчеты показывают: с ядерным оружием и в США, и в России все в порядке. Но это виртуальное моделирование, а натурных ядерных испытаний не проводилось давно, и каково реальное состояние боеголовок, собранных в семидесятые-восьмидесятые годы ХХ века, сказать однозначно все-таки нельзя.
Самый мощный реактор по выработке оружейного плутония в Железногорске - АДЭ-2 - непрерывно проработал почти полвека. Помимо производства Pu-239 реактор вырабатывал тепло и электроэнергию для города атомщиков и ракетостроителей. С 1995-го в Железногорске перестали производить оружейный плутоний, хотя этот факт никогда особо не афишировался. АДЭ-2 уже пятнадцать лет работал как обычная АЭС - производил тепло и электроэнергию. 15 апреля и мирная работа реактора была прекращена полностью. Ранее из гигантского подземного предприятия вывели все космическое производство.
Теперь России, в соответствие с международными договоренностями, предстоит начать процесс уничтожения накопленного оружейного плутония. США уже пообещали выделить нашей стране для этих целей 400 миллионов долларов. К настоящему времени в мире, если судить по открытым источникам, произведено около 300 тонн оружейного плутония. Этого количества достаточно для гарантированного и многократного уничтожения жизни на Земле. Так что дальнейшее производство Pu-239 совершенно бессмысленно. Если, конечно, считать, что создатели ядерного оружия нашли способ обеспечения стабильности оружейного плутония бесконечно долго.
Вопрос, который остается в стороне от оружейных тем - что будет с гигантским подземным промышленным комплексом? В создание его были вложены миллиарды «золотых рублей», и распорядиться дальнейшей судьбой уникального и очень дорогого подземного сооружения, надо все-таки по-государственному.
Специально для Столетия
Плутоний-239, основной изотоп плутония, используемый в ядерных взрывных устройствах, получается в любом ядерном реакторе, работающем на урановом топливе при захвате нейтрона ядром урана-238. В России практически весь оружейный плутоний был наработан в специальных промышленных реакторах. Характерной особенностью промышленных реакторов является относительно невысокая степень использования топлива - характерное значение глубины выгорания составляет 400-600 МВт-дн/т. Это связано с тем, что при большей глубине выгорания в топливе образуется значительное количество изотопа плутония-240. Изотоп Ри-240 является довольно интенсивным излучателем спонтанных нейтронов и потому его присутствие значительно ухудшает качество плутония как оружейного материала.82 По классификации, принятой в США, оружейным плутонием считается материал с содержанием Ри-240 менее 5.8%.
Выделение плутония из отработавшего топлива осуществляется радиохимическими методами на специальных производствах. Из-за высокой радиоактивности отработавшего топлива все операции по его переработке ведутся с помощью дистанционных средств в "каньонах” с толстыми бетонными стенами. Процесс производства плутония сопровождается образованием больших объемов радиоактивных и токсичных отходов и требует создания сложной инфраструктуры для их обработки и захоронения.
Промышленные реакторы использовались для наработки и других ядерных оружейных материалов, в частности трития, используемого в составе тритий- дейтериевой смеси для усиления первичных узлов термоядерного оружия. Производство трития для оружейных целей как правило осуществляется в ядерном реакторе при облучении нейтронами ядер изотопа лития-6.83 Наработанный тритий выделяется из литиевых мишеней при их обработке в вакуумной печи и очищается химическими методами. В начальные годы развития ядерного арсенала в реакторах также нарабатывался полоний-210, использовавшийся при производстве бериллий-полониевых нейтронных источников, необходимых для инициирования цепной реакции при подрыве ядерного заряда. (В последующие годы бериллий-полониевые инициаторы были заменены внешними системами нейтронного инициирования на основе электростатических трубок.)84 Наработка полония осуществлялась посредством облучения нейтронами мишеней из висмута.
Развитие реакторной технологии
Для производства плутония в СССР использовались в основном реакторы канального типа, использующие в качестве замедлителя нейтронов графит, и охлаждаемые водой, прокачиваемой по каналам с топливными элементами. Топливо - блочки природного металлического урана в алюминиевой оболочке - загружалось в вертикальные технологические каналы, проделанные в графитовой кладке ре
акторной зоны. Для выравнивания радиального распределения мощности и потоков нейтронов в реакторной зоне водо-графитных промышленных реакторов по ее периферии располагались каналы с топливом из высокообогащенного урана.
Всего в СССР было сконструировано три поколения графитовых реакторов. Реактором первого поколения является реактор А, пущенный в эксплуатацию в июне 1948 г. в Челябинске-40 (впоследствии Челябинск-65). Спроектированный Н. А. Доллежалем реактор имел мощность 100 МВт (позднее она была доведена до 900 МВт). Охлаждение реактора осуществлялось по прямоточной схеме -вода- охладитель забиралась из внешнего источника, прокачивалась через реакторную зону и сбрасывалась в окружающую среду. Топливо (около 150 т урана) располагалось в вертикальных каналах 1353-тонной графитовой кладки.85
Реактор второго поколения (например, реактор АВ-1, пущенный в эксплуатацию в 1950 г.) представлял собой вертикальный цилиндр графитовой кладки с вертикальными каналами для топлива и управляющих стержней. По сравнению с реактором А, АВ-1 имел большую мощность и был более безопасным. Как и реактор А, реакторы второго поколения были прямоточными и использовались исключительно для наработки оружейного плутония.86
Реакторы третьего поколения, построенные после 1958 г., проектировались как реакторы двойного назначения.88 Представителями реакторов третьего поколения являются работающие до настоящего времени реакторы серии АДЭ. Каждый такой реактор имеет мощность около 2000 МВт и нарабатывает примерно 0.5 т оружейного плутония в год. Получаемый в процессе работы пар используется для производства примерно 350 МВт тепла и 150 МВт электричества. В отличие от реакторов первого и второго поколений, реакторы третьего поколения имеют двухконтурную систему охлаждения с замкнутой циркуляцией воды по первому контуру, теплообменник, парогенератор, и турбину для производства электричества.
| Мощность | до 2000 Мвт |
| Производство электроэнергии | 150-200 Мвт (э) |
| Производство тепла | 300-350 Гкал/ч |
| Замедлитель | графит |
| Теплоноситель | вода |
| Число каналов | 2832 |
| Число топливных элементов в канале | 66-67 |
300-350 т |
75 кг |
| Глубина выгорания топлива | 600-1000 МВт-дн/т |
| Топливная композиция (природный уран) | металлический природный уран |
| Топливная композиция (ВОУ) | дисперсное (8.5% U02 в алюминиевой матрице) |
| Диаметр стержня | 35 мм |
| Материал оболочки | алюминиевый сплав |
| Толщина оболочки | gt; 1 мм |
| Хранение отработавшего топлива | мокрое |
| Стандартное время хранения | 6 месяцев |
| Максимально допустимое время хранения | 18 месяцев |
Табл. 3-2. Характеристики реактора АДЭ87
Развитие радиохимической технологии
Развитие отечественной школы радиохимии началось в Радиевом институте АН СССР под руководством академика В. Г. Хлопина. В 1946 г. в РИАНе была предложена первая в стране ацетатно-фторидная технология промышленного выделения плутония и урана из облученного уранового топлива. Технология была проверена и отработана на опытной радиохимической установке У-5 в институте НИИ-9 и внедрена на первом радиохимическом заводе (завод Б) в Челябинске-40 (впоследствии Челябинск-65).
На начальном этапе эксплуатации химический передел завода Б основывался на окислительно-восстановительном процессе ацетатного осаждения уранил- триацетата. Этот процесс проходил в две стадии - на первой осуществлялась очистка плутония и урана от продуктов деления и отделение плутония от урана в ходе ацетатного осаждения. На второй стадии осуществлялся аффинаж (доочистка) плутония при его осаждении с помощью фторида лантана.
Радиохимическая технология постоянно совершенствовалась с целью повышения ее безопасности, полноты извлечения и чистоты плутония и урана и снижения расхода материалов и объемов образующихся отходов. Вследствие высокой химической агрессивности фтора, использование лантанно-фторидной технологии было дорогим и небезопасным. Поэтому при разработке второго радиохимического завода (завод ББ), построенного в Челябинске-40 в конце 50-х годов, было решено отказаться от лантанно-фторидной технологии в пользу использования двойного цикла ацетатного осаждения. Ацетатная технология, однако, также была весьма дорогостоящей, приводила к большим объемам растворов и отходов и требовала создания целого ряда вспомогательных производств. Поэтому в начале 60-х годов второй цикл ацетатного осаждения (на стадии аффинажа плутония) был заменен сорбционными методами, основанными на селективном поглощении плутония ионно-обменными смолами. Введение сорбционной технологии значительно повысило качество продукции завода. Однако использование новой технологии оказалось небезопасным и, после взрыва сорбционной колонны, произошедшего в Челябинске в 1965 г.,90 было решено начать работы по внедрению экстракционных технологий. (Первые исследования по экстракционным технологиям были начаты в конце 40-х годов.) Экстракционные технологии стали основой господствующей в настоящее время схемы переработки отработавшего реакторного топлива типа Пурекс (Purex) и используются на всех радиохимических заводах России. Пурекс представляет собой многостадийный процесс, основанный на селективной экстракции плутония и урана с помощью трибутилфос- фата.
В создании радиохимических технологий принимали участие многие институты и организации. Научные разработки и отработка радиохимических технологий велись в Радиевом институте, ВНИИ неорганических материалов, ВНИИ химической технологии.91 Основные конструкторские разработки и производство оборудования осуществлялись Свердловским НИИ химического машиностроения. Проектные решения проходили экспертизу или разрабатывались расположенным в Ленинграде Всесоюзным научно-исследовательским и проектным институтом энерготехнологий (ВНИПИЭТ). Основную тяжесть по проверке научно- технических решений и внедрении технологий несли непосредственно комбинаты по производству плутония.
Комплекс по производству плутония
Промышленное производство плутония осуществлялось интегрированным комплексом трех комбинатов: Челябинск-65, Томск-7 и Красноярск-26.
Челябинск-65 (ПО "Маяк")
Комбинат Челябинск-65, известный в настоящее время как ПО "Маяк",92 расположен на севере Челябинской области в г. Озерск. Основанный в 1948 г., комбинат был первым в СССР комплексом по производству плутония и плутониевых изделий. Наработка плутония осуществлялась пятью уран-графитовыми реакторами (А, ИР-АИ, АВ-1, АВ-2 и АВ-3), пущенными между 1948 и 1955 гг.93 В период между 1987 и 1990 гг. все уран-графито вые реакторы были остановлены. В настоящее время они используются для научных наблюдений и готовятся к демонтажу. В состав реакторного завода в разное время входили (и входят) реакторы и других типов, использовавшиеся для производства трития и других изотопов.
Облученное топливо промышленных реакторов перерабатывалось на входившем в состав комбината радиохимическом заводе (завод Б). Радиохимический завод начал переработку облученного урана 22 декабря 1948 г. и первые годы его эксплуатации были исключительно трудными. Отсутствие опыта и знаний, несовершенство технологий и аппаратуры, высокая коррозионность и радиоактивность технологических растворов обуславливали высокую аварийность и переоблучение персонала.94 Завод был неоднократно реконструирован в начале 50-х годов и продолжал устойчиво работать до 1959 г. С этого момента объемы производства начали снижаться и в начале 60-х годов завод был остановлен. Впоследствии на месте завода Б был построен радиохимический завод РТ-1.
Переработка топлива промышленных реакторов была продолжена на заводе ББ. Строительство завода ББ, проектировавшегося для замещения первого радиохимического производства, было начато в 1954 г. и полностью закончено в сентябре 1959 г. В 1987 г., после остановки двух из пяти нарабатывавших плутоний реакторов, завод ББ был остановлен и выделение оружейного плутония в Челябинске-65 было прекращено. Между 1987 и 1990 гг. облученное топливо продолжавших работать промышленных реакторов направлялось для переработки на радиохимический завод в Томске-7.
Плутониевая продукция радиохимических заводов передавалась на химикометаллургический завод В. Завод В был построен в 1948 г. для производства металлического плутония и деталей ядерных боеприпасов.95 Вторая очередь завода позволила изготавливать оружейные детали из урана. В настоящее время завод продолжает работы по переработке делящихся оружейных материалов и производству деталей боеприпасов. В 1997 г. завод, как и химико-металлургическое производство в Томске-7, включился в работу по разобогащению оружейного урана.
Кроме производства плутония, в Челябинске-65 было налажено производство трития и других специальных изотопов.96 С 1951 г. в этих целях использовался 50-МВт реактор АИ, использовавший в качестве топлива уран с обогащением 2%. Несколько позднее наработка трития была организована в тяжеловодных реакторах, первым из которых был реактор ОК-180.97 (Производство трития на ОК-180 началось, по всей видимости, только после 1954 г.) 27 декабря 1955 г. был принят в эксплуатацию второй тяжеловодный реактор-ОК-190. Эти реакторы были остановлены в 1965 и 1986 гг. и им на смену пришли две новые установки. В 1979 г. в эксплуатацию был пущен" легководный (водо-водяной) реактор "Руслан", а в 1986-1987 гг. начал работу тяжеловодный реактор "Людмила".98 Реакторы "Руслан" к "Людмила" продолжают использоваться для производства трития, изотопного сырья для радиоизотопного завода (плутония-238, кобальта-60, углерода-14, иридия-192 и других) и радиационно-легированного кремния.
Выделение изотопов осуществляется комплексом завода РТ-1. Облученное с целью производства трития топливо передается на входящий в состав ПО “Маяк" тритиевый завод-единственное в стране предприятие по производству
трития и тритиевых узлов для ядерного оружия." Изотопная продукция поступает на радиоизотопный завод (в эксплуатации с 1962 г.) для выпуска альфа-, гамма- и бета-источников радиоизлучения, термических генераторов на основе плутония-238 и стронция-90 и широкого набора радионуклидов.100
Комбинат "Маяк" является важным звеном топливного цикла реакторов АЭС и других реакторных установок. Значительная часть инфраструктуры старого оборонного завода Б вошла в состав радиохимического завода РТ-1, пущенного в эксплуатацию в 1976 г. Первая линия РТ-1 была спроектирована для переработки высокообогащенного уран-алюминиевого топлива промышленных и судовых реакторов. В 1978 г. завод начал переработку топлива реакторов ВВЭР-440. В настоящее время три технологические линии РТ-1 используются для переработки топлива реакторов ВВЭР-440 и БН-600, топлива транспортных и исследовательских реакторов и ВОУ топлива промышленных реакторов. Переработка топлива осуществляется по схеме Пурекс. В состав завода также входят сооружения приемки и промежуточного хранения отработавшего топлива, установки для хранения, переработки и остекловывания радиоактивных отходов и хранилища выделенных урана и плутония. Завод РТ-1 способен ежегодно перерабатывать 400 т топлива реакторов АЭС и 10 т топлива транспортных реакторов (20-30 реакторных зон транспортных установок в год).
Помимо переработки топлива, в сферу деятельности РТ-1 входят работы по обращению с радиоактивными отходами и опытные работы на исследовательских
| Реактор | | Тип | Назначение | Мощность Мвт |
| ПО “Маяк" (Челябинск-65) | | | |
|
| А | 1948-1987 | водо-графитовый, прямоточный | плутоний | 100/900 |
| ИР-АИ | 1951-1987 | водо-грэфитовый, прямоточный | плутоний | 50/500 |
| АВ-1 | 1950-1989 | водо-графитовый, прямоточный | плутоний | 300/1200 |
| АВ-2 | 1951-1990 | водо-графитовый, прямоточный | плутоний | 300/1200 |
| АВ-3 | 1952-1990 | водо-графитовый, прямоточный | плутоний, тритий | 300/1200 |
| ОК-180 | 1951-1965 | тяжеловодный | тритий | 100? |
| ОК-1ЭО | 1955-1986 | тяжеловодный | тритий | 100? |
| Руслан | 1979-н.в. | водо-водяной | тритий, изотопы | Нет данных |
| Людмила | 1986-н.в. | тяжеловодный | тритий, изотопы | нет данных |
| Сибирский химический комбинат (Томск-7) | | |
||
| И-1 | 1955-1990 | водо-графитовый, прямоточный | плутоний | 600/1200 |
| ЭИ-2 | />1956-1990 | | плутоний | 600/1200 |
| АДЭ-3 | 1961-1992 | водо-графитовый, двухконтурный | плутоний | 1600/1900 |
| АДЭ-4 | 1964-н.в. | водо-графитовый, двухконтурный | плутоний | 1600/1900 |
| АДЭ-5 | 1965-н.в. | водо-графитовый, двухконтурный | плутоний | 1600/1900 |
| Горно-химический комбинат (Красноярск-26) | | |
||
| АД | 1958-1992 | водо-графитовый, прямоточный | плутоний | 1600/1800 |
| АДЭ-1 | 1961-1992 | водо-графитовый, прямоточный | плутоний | 1600/1800 |
| АДЭ-2 | 1964-н.в. | водо-графитовый, двухконтурный | плутоний | 1600/1800 |
Табл. 3-3. Построенные в СССР промышленные реакторы
и полупромышленных установках по производству смешанного уран-плутониево- го оксидного топлива (МОКС топливо). В Челябинске-65 было начато строительство завода по производству плутониевого топлива для быстрых реакторов (Цех 300).101 Строительство наполовину построенного завода было заморожено в 1989 г.
Челябинск-65 является одной из основных площадок, осуществляющих хранение делящихся материалов. На заводе РТ-1 хранится примерно 30 т энергетического плутония.102 На комбинате также хранится значительное количество оружейных делящихся материалов, извлеченных из ликвидируемых ядерных боеприпасов. Летом 1994 г. в Челябинске-65 было начато строительство центрального хранилища для оружейных урана и плутония, высвобожденных при демонтаже ядерного оружия. Предполагается, что первая очередь хранилища, способная принять 25 тысяч контейнеров с оружейными материалами, будет пущена в эксплуатацию в 1999 г.; строительство второй очереди увеличит вместимость хранилища до 50 тысяч контейнеров. Согласно проекту, разработанному Санкт-Петербургским институтом ВНИПИЭТ, хранилище должно обеспечить безопасное хранение материалов в течение 80-100 лет.103
Комбинат обладает широкой научно-технической базой для поддержки работы основных производств, которая включает в себя центральную заводскую лабораторию, приборный завод, инструментальный завод, машиноремонтный цех и специализированное стройуправление. В городе действует отделение Московского инженерно-физического института-головного вуза страны в области прикладной ядерной физики.
Томск-7 (Сибирский химический комбинат)
Сибирский химический комбинат в Томске-7104 был основан в 1949 г. как комплекс по производству оружейных делящихся материалов и деталей из них. Наработка плутония в Томске-7 осуществлялась пятью реакторами: И-1, ЭИ-2, АДЭ-3, АДЭ-4, и АДЭ-5. Реактор И-1, пущенный в эксплуатацию 20 ноября г., являлся прямоточным по конструкции и использовался исключительно для наработки плутония. В сентябре 1958 г. и июле 1961 г. на комбинате начали работать реакторы ЭИ-2 и АДЭ-3 соответственно. Реакторы АДЭ-4 и АДЭ-5 были введены в эксплуатацию в 1965 и 1967 гг. За исключением И-1, все реакторы Томска-7 имели замкнутую схему теплосъема и использовались как для наработки плутония, так и для производства тепла и электричества.
Первые три реактора в Томске-7 были остановлены 21 августа 1990 г. (И-1), 31 декабря 1990 г. (ЭИ-2) и 14 августа 1992 г. (АДЭ-3). Два остающихся в эксплуатации реактора имеют суммарную мощностью 3800 МВт и вырабатывают 660- 700 МВт тепла и 300 МВт электричества. Тепловая энергия используется для теплоснабжения Северска (Томск-7) и близрасположенного Томска, а также для производственных нужд СХК и находящегося по соседству нефтехимического комплекса.
В настоящее время отработавшее топливо промышленных реакторов СХК перерабатывается на входящем в состав комбината радиохимическом заводе, который был введен в эксплуатацию в 1956 До 1983 г. переработка топлива осуществлялась по ацетатной схеме. После этого завод был переведен на технологию Пурекс.
До недавнего времени выделенный на радиохимическом заводе плутоний поступал на химико-металлургический завод Томска-7 для перевода в металлическую форму, легирования и производства деталей боеприпасов.105 По всей видимости свеженаработанный плутоний смешивался с плутонием из снятых с вооружения боезарядов для поддержания на приемлемом уровне концентрации
америция-241 в плутонии.106 Начиная с октября 1994 г. свеженаработанный плутоний переводится в форму двуокиси и направляется на хранение.
Другой участок химико-металлургического завода ведет работы по обработке высокообогащенного урана и производству из него оружейных деталей. В 1994- гг. здесь же были начаты операции перевода высокообогащенного оружейного урана в уран низкого обогащения в рамках российско-американского соглашения о продаже ВОУ. Выполняемая в Томске-7 часть работ включает в себя перевод металлического урана в окисную форму. Значительная часть урана проходит через передел радиохимической переработки для удаления химических загрязнителей (легирующих материалов, остатков продуктов деления и трансурановых элементов). Очищенный порошок окиси урана упаковывается в герметичные контейнеры и направляется в Свердловск-44 и Красноярск-45 для фторирования и разобогащения. В конце 1996 г. в Томске-7 также начал действовать производственный участок по фторированию и разобогащению урана.107
Красноярск-26 (Горно-химический комбинат)
Комбинат в Красноярске-26108 был создан в феврале 1950 г.109 для производства оружейного плутония. Отличительной особенностью реакторного и радиохимического заводов и связанных с ними цехов, лабораторий и складских помещений Красноярска-26 является их размещение в многоуровневой системе туннелей внутри горного массива, на глубине 200-250 м под землей.
Реакторный завод Красноярска-26 был пущен в эксплуатацию 25 августа 1958 г. и к 1964 г. на комбинате действовало три графитовых реактора (АД, АДЭ-1, АДЭ-2). В 1964 г. в Красноярске-26 начал работать радиохимический завод. (С 1958 по 1964 г. отработавшее топливо реакторов перерабатывалось на заводах Челябинска-65 и/или Томска-7.) Двуокись плутония - конечный продукт комбината-передавалась на химико-металлургические заводы Челябинска-65 и/или Томска-7 для производства металлического плутония и оружейных деталей. Начиная с октября 1994 г. выделенный плутоний в форме оксида хранится на складах комбината.
Два прямоточных реактора Красноярска-26 (АД и АДЭ-1) были остановлены в 1992 г.11 Третий реактор имеет двухконтурную систему охлаждения и по своей конструкции аналогичен действующим реакторам Томска-7. Как и в случае Томска-7, реактор производит тепло для местного населения и не может быть остановлен без постройки замещающих мощностей.
В 1972 г. были начаты работы по проектированию комплекса радиохимического завода РТ-2 в Красноярске-26. В соответствии с проектом завод РТ-2 должен осуществлять радиохимическую переработку топлива реакторов ВВЭР-1000. Строительство первой очереди завода-хранилища отработавшего реакторного топлива -началось в 1976 г. на наземной площадке находящейся в 4-5 км к северу от подземного комплекса. Хранилище вместимостью 6000 т топлива было введено в эксплуатацию в декабре 1985 г. и к 1995 г. было заполнено на 15-20%.ш Строительство второй очереди РТ-2 -радиохимического завода производительностью 1500 т/год-также началось в конце 70-х годов. Однако, вследствие недостаточного финансирования и противодействия местного экологического движения, в 1989 г. строительство завода (построенного на 30%) было заморожено. Несмотря на решение правительства России о необходимости завершения строительства, принятое в феврале 1995 г.,112 будущее завода РТ-2 представляется неясным.
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 238 U , при захвате им избыточных нейтронов. Но обычно в нём содержится большее количество изотопов 240 Pu, 241 Pu и 242 Pu, образующихся при последовательных захватах нескольких нейтронов - так как глубина выгорания обычно определяется экономическими факторами. Чем меньше глубина выгорания, тем меньше изотопов тяжелее 239 будет содержать плутоний, выделенный из облучённого ядерного топлива, но тем меньшее количество плутония в топливе образуется.
Специальное производство плутония для оружия, содержащего почти исключительно 239 Pu , требуется, в основном, потому, что изотопы с массовыми числами 240 и 242 создают высокий нейтронный фон, затрудняющий конструирование эффективных ядерных боеприпасов, кроме того, 240 Pu и 241 Pu имеют существенно меньший период полураспада, чем 239 Pu, из-за чего плутониевые детали нагреваются, и в конструкцию ядерного боеприпаса приходится дополнительно вводить элементы теплоотвода. Даже чистый 239 Pu 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 240 Pu и 242 Pu весьма велика, 241 Pu - несколько больше, чем у 239 Pu.
В СССР производство оружейного плутония осуществлялось сначала на комбинате «Маяк » (район станции Кыштым , Челябинская область), 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).
В США оружейный плутоний производился в нескольких местах, например, в таких как Хэнфордский комплекс , расположенный в штате Вашингтон .
См. также
Примечания
Ссылки
- Reactor-Grade and Weapons-Grade Plutonium in Nuclear Explosives , Canadian Coalition for Nuclear Responsibility
- Nuclear weapons and power-reactor plutonium , Amory B. Lovins, February 28, 1980, Nature, Vol. 283, No. 5750, pp. 817–823
- Garwin Richard L. The Nuclear Fuel Cycle: Does Reprocessing Make Sense? // Nuclear energy / B. van der Zwaan. - World Scientific, 1999. - P. 144. - ISBN 978-981-02-4011-0
Wikimedia Foundation . 2010 .
Смотреть что такое "Оружейный плутоний" в других словарях:
Таблица нуклидов Общие сведения Название, символ Плутоний 240, 240Pu Нейтронов 146 Протонов 94 Свойства нуклида Атомная масса 240,0538135(20) … Википедия
Таблица нуклидов Общие сведения Название, символ Плутоний 239, 239Pu Нейтронов 145 Протонов 94 Свойства нуклида Атомная масса 239,0521634(20) … Википедия
94 Нептуний ← Плутоний → Америций Sm Pu … Википедия
Я; м. Химический элемент (Pu), радиоактивный серебристо белый металл, относящийся к актиноидам (получается искусственным путём; используется в ядерной энергетике как сырьё для получения ядерного топлива). Оружейный п. (использующийся в атомном… … Энциклопедический словарь
плутоний - я; м. см. тж. плутониевый Химический элемент (Pu), радиоактивный серебристо белый металл, относящийся к актиноидам (получается искусственным путём; используется в ядерной энергетике как сырьё для получения ядерного топлива) Оружейный плуто/ний.… … Словарь многих выражений
Плутоний (Pu) Атомный номер 94 Внешний вид простого вещества Свойства атома Атомная масса (молярная масса) 244,0642 а. е. м. (г/моль) … Википедия
Назначение реактора Оружейный Технические параметры Теплоноситель Вода Топливо Необогащённый металлический уран Разработка Проект 1946 1948 … Википедия
Радиоактивные отходы (РАО) отходы, содержащие радиоактивные химические элементы и не имеющие практической ценности. Часто это продукты ядерных процессов, таких как ядерное деление. Большую часть РАО составляют так называемые «малоактивные… … Википедия
Плутоний (латинское Plutonium, обозначается символом Pu) — радиоактивный химический элемент с атомным номером 94 и атомным весом 244,064. Плутоний является элементом III группы периодической системы Дмитрия Ивановича Менделеева, относится к семейству актиноидов. Плутоний - тяжелый (плотность при нормальных условиях 19,84 г/см³) хрупкий радиоактивный металл серебристо-белого цвета.
Плутоний не имеет стабильных изотопов. Из ста возможных изотопов плутония синтезированы двадцать пять. У пятнадцати из них изучены ядерные свойства (массовые числа 232-246). Четыре нашли практическое применение. Наиболее долгоживущие изотопы - 244Pu (период полураспада 8,26.107 лет), 242Pu (период полураспада 3,76 105 лет), 239Pu (период полураспада 2,41 104 лет), 238Pu (период полураспада 87,74 года) - α-излучатели и 241Pu (период полураспада 14 лет) - β-излучатель. В природе плутоний встречается в ничтожных количествах в урановых рудах (239Pu); он образуется из урана под действием нейтронов, источниками которых являются реакции, протекающие при взаимодействии α-частиц с легкими элементами (входящими в состав руд), спонтанное деление ядер урана и космическое излучение.
Девяносто четвертый элемент открыт группой американских ученых - Гленом Сиборгом (Glenn Seaborg), Кеннеди (Kennedy), Эдвином Макмилланом (Edwin McMillan) и Артуром Уолхом (Arthur Wahl) в 1940 году в Беркли (в Калифорнийском университете) при бомбардировке мишени из окиси урана (U3O8) сильно ускоренными ядрами дейтерия (дейтронами) из шестидесятидюймового циклотрона. В мае 1940 свойства плутония были предсказаны Льюисом Тернером (Louis Turner).
В декабре 1940 года был открыт изотоп плутония Pu-238, с периодом полураспада ~90 лет, через год - более важный Pu-239 с периодом полураспада ~24 000 лет.
Эдвин Макмиллан в 1948 году предложил назвать химический элемент плутонием в честь открытия новой планеты Плутон и по аналогии с нептунием, который был назван в честь открытия Нептуна.
Металлический плутоний (изотоп 239Pu) используется в ядерном оружии и служит в качестве ядерного топлива энергетических реакторов, работающих на тепловых и особенно на быстрых нейтронах. Критическая масса для 239Pu в виде металла составляет 5,6 кг. Кроме всего прочего изотоп 239Pu является исходным веществом для получения в ядерных реакторах трансплутониевых элементов. Изотоп 238Pu применяют в малогабаритных ядерных источниках электрического тока, используемых в космических исследованиях, а также в стимуляторах сердечной деятельности человека.
Плутоний-242 важен как «сырье» для сравнительно быстрого накопления высших трансурановых элементов в ядерных реакторах. δ-стабилизированные сплавы плутония применяются при изготовлении топливных элементов, так как они обладают лучшими металлургическими свойствами по сравнению с чистым плутонием, который при нагревании претерпевает фазовые переходы. Оксиды плутония используются в качестве энергетического источника для космической техники и находят свое применение в ТВЭЛах.
Все соединения плутония являются ядовитыми, что является следствием α-излучения. Альфа-частицы представляют серьезную опасность в том случае, если их источник находится в теле зараженного, они повреждают окружающие элемент ткани организма. Гамма-излучение плутония не опасно для организма. Стоит учесть, что разные изотопы плутония обладают разной токсичностью, например типичный реакторный плутоний в 8-10 раз токсичнее чистого 239Pu, так как в нем преобладают нуклиды 240Pu, который является мощным источником альфа-излучения. Плутоний самый радиотоксичный элемент из всех актиноидов, однако, считается далеко не самым опасным элементом, так радий почти в тысячу раз опаснее самого ядовитого изотопа плутония - 239Pu.
Биологические свойства
Плутоний концентрируется морскими организмами: коэффициент накопления этого радиоактивного металла (отношение концентраций в организме и во внешней среде) для водорослей составляет 1000-9000, для планктона - приблизительно 2300, для морских звёзд - около 1000, для моллюсков - до 380, для мышц, костей, печени и желудка рыб - 5, 570, 200 и 1060 соответственно. Наземные растения усваивают плутоний в основном через корневую систему и накапливают его до 0,01 % от своей массы. В организме человека девяносто четвертый элемент задерживается преимущественно в скелете и печени, откуда почти не выводится (особенно из костей).
Плутоний высокотоксичен, причем его химическая опасность (как любого другого тяжелого металла) выражается значительно слабее (с химической точки зрения он также ядовит как свинец.) в сравнении с его радиоактивной токсичностью, которая является следствием альфа-излучения. Причем α-частицы обладают относительно малой проникающей способностью: для 239Pu пробег α-частиц в воздухе составляет 3,7 см, а в мягкой биологической ткани 43 мк. Поэтому α-частицы представляют серьезную опасность в том случае, если их источник находится в теле зараженного. При этом они повреждают окружающие элемент ткани организма.
В тоже время γ-лучи и нейтроны, которые плутоний также испускает и которые способны проникать в тело снаружи, не очень опасны, ведь их уровень слишком мал для того, чтобы причинить вред здоровью. Плутоний относится к группе элементов с особо высокой радиотоксичностью. В тоже время разные изотопы плутония обладают разной токсичностью, например типичный реакторный плутоний в 8-10 раз токсичнее чистого 239Pu, так как в нем преобладают нуклиды 240Pu, который является мощным источником альфа-излучения.
При поступлении элемента вместе с водой и пищей плутоний менее ядовит, чем такие вещества как кофеин, некоторые витамины, псевдоэфедрин и множество растений и грибов. Это объясняется тем, что данный элемент плохо всасывается ЖКТ, даже при поступлении в виде растворимой соли, эта самая соль связывается содержимым желудка и кишечника. Однако поглощение 0,5 грамма плутония в мелкораздробленном или растворенном состоянии может привести к смерти от острого облучения пищеварительной системы за несколько дней или недель (для цианида это значение составляет 0,1 грамма).
С точки зрения ингаляции плутоний - это рядовой токсин (примерно соответствует парам ртути). При ингаляции плутоний обладает канцерогенными свойствами и способен вызвать рак лёгких. Так при вдыхании ста миллиграмм плутония в виде частиц оптимального для удержания в легких размера (1-3 микрона) ведет к смерти от отека легких за 1-10 дней. Доза в двадцать миллиграмм приводит к смерти от фиброза примерно за месяц. Меньшие дозы приводят к хроническому канцерогенному отравлению. Опасность ингаляционного проникновения плутония в организм увеличивается вследствие того, что плутоний склонен к образованию аэрозолей.
Несмотря на то, что это металл, он весьма летуч. Непродолжительное нахождение металла в помещении значительно увеличивает его концентрацию в воздухе. Попавший в лёгкие плутоний частично оседает на поверхности лёгких, частично переходит в кровь, а затем в лимфу и вещество костного мозга. Большая часть (примерно 60 %) попадает в костную ткань, 30 % в печень и всего 10 % выводится естественным путем. Количество попавшего в организм плутония зависит от величины аэрозольных частиц и растворимости в крови.
Попадающий тем или иным путем в человеческий организм плутоний схож по свойствам с трехвалентным железом, поэтому, проникая в систему кровообращения, плутоний начинает концентрироваться в тканях, содержащих железо: костный мозг, печень, селезёнка. Организм воспринимает плутоний, как железо, следовательно, белок трансферина забирает плутоний вместо железа, в результате чего останавливается перенос кислорода в организме. Микрофаги растаскивают плутоний по лимфоузлам. Попавший в организм плутоний выводится из него очень долго - на протяжении 50 лет из организма выведется всего 80 %. Период полувыведения из печени составляет 40 лет. Для костной ткани период полувыведения плутония составляет 80-100 лет, фактически, концентрация девяносто четвертого элемента в костях постоянна.
На протяжении Второй мировой войны и после её окончания учёные, работавшие в Манхэттенском проекте, а также ученые Третьего рейха и другие научно-исследовательские организации, проводили эксперименты с использованием плутония на животных и людях. Результаты исследований на животных показали, что несколько миллиграммов плутония на килограмм ткани - смертельная доза. Применение плутония на людях заключалось в том, что хронически больным пациентам внутримышечно вводили обычно 5 мкг плутония. В итоге было установлено, что смертельная доза для пациента равна одному микрограмму плутония, и что плутоний более опасен, чем радий, и склонен к накапливанию в костях.
Как известно, плутоний - элемент практически отсутствующий в природе. Однако порядка пяти тонн его выделилось в атмосферу в результате ядерных испытаний в период 1945-1963 гг. Суммарное же количество плутония, выброшенного в атмосферу из-за ядерных испытаний до 1980-х годов, оценивается в 10 тонн. По некоторым оценкам, почва в Соединенных Штатах Америки содержит в среднем 2 милликюри (28 мг) плутония на км2 от выпадения радиоактивных осадков, а нахождение плутония в Тихом океане повышено по сравнению с общим распространением ядерных материалов на земле.
Последнее явление связано с проведением ядерных испытаний США на территории Маршалловых Островов в Тихоокеанском полигоне в середине 1950-х годов. Время нахождения плутония в поверхностных водах океана составляет от 6 до 21 года, однако, даже по прошествии этого срока, плутоний выпадает на дно вместе с биогенными частицами, из которых он восстанавливается в растворимые формы в результате микробного разложения.
Мировое загрязнение девяносто четвертым элементом связано не только с ядерными испытаниями, но и с авариями на производствах и технике, взаимодействующей с этим элементом. Так в январе 1968 года самолет B-52 ВВС США, несший на борту четыре ядерных заряда, потерпел крушение на территории Гренландии. В результате взрыва произошло разрушение зарядов и утечка плутония в океан.
Другой случай радиоактивного загрязнения окружающей среды в результате аварии произошел с советским космическим аппаратом «Космос-954» 24 января 1978 года. В результате неконтролируемого схода с орбиты спутник с ядерным источником энергии на борту упал на территорию Канады. В результате аварии в окружающую среду попало более килограмма плутония-238, распространившегося на территорию площадью около 124 000 м².
Самый страшный пример аварийной утечки радиоактивных веществ в окружающую среду - авария на Чернобыльской АЭС, которая произошла 26 апреля 1986 года. В результате разрушения четвертого энергоблока в окружающую среду было выброшено 190 тонн радиоактивных веществ (в том числе и изотопы плутония) на площадь около 2200 км².
Попадание плутония в окружающую среду связано не только с техногенными происшествиями. Известны случаи утечки плутония, как из лабораторных, так и из заводских условий. Известно более двадцати аварийных случаев утечки из лабораторий 235U и 239Pu. На протяжении 1953-1978 гг. аварийные случаи привели к потере от 0,81 (Маяк, 15 марта 1953 г.) до 10,1 кг (Томск, 13 декабря 1978 г.) 239Pu. Происшествия на промышленных предприятиях суммарно привели к смерти двух человек в городе Лос-Аламос (21 августа 1945 г. и 21 мая 1946 г.) из-за двух случаев аварий и потерь 6,2 кг плутония. В городе Саров в 1953 и 1963 гг. примерно 8 и 17,35 кг попало за пределы ядерного реактора. Один из них привел к разрушению ядерного реактора в 1953 году.
При делении ядра 238Pu нейтронами происходит выделение энергии в размере 200 МэВ, что в 50 миллионов раз больше, чем при протекании самой известной экзотермической реакции: C + O2 → CO2. «Сгорая» в ядерном реакторе один грамм плутония дает 2 107 ккал - это энергия, заключенная в 4 т угля. Наперсток же плутониевого топлива в энергетическом эквиваленте может быть приравнен к сорока вагонам хороших дров!
Считается, что «природный изотоп» плутония (244Pu) самый долгоживущий изотоп из всех трансурановых элементов. Его период полураспада составляет 8,26∙107 лет. Ученые длительное время пытались получить изотоп трансуранового элемента, который существовал бы дольше 244Pu - большие надежды в этом отношении возлагались на 247Cm. Однако после его синтеза выяснилось, что период полураспада этого элемента всего 14 млн лет.
История
В 1934 году группа ученых во главе с Энрико Ферми сделала заявление, что в ходе научных работ в Университете Рима они обнаружили химический элемент с порядковым номером 94. Элемент по настоянию Ферми был назван геспериумом, ученый был убежден, что открыл новый элемент, который сейчас называют плутонием, таким образом, сделав предположение о существовании трансурановых элементов и став их теоретическим первооткрывателем. Эту гипотезу Ферми отстаивал и в своей Нобелевской лекции в 1938 году. Только после открытия деления ядер немецкими учеными Отто Фришем и Фрицем Штрассманом, Ферми был вынужден сделать в печатной версии, вышедшей в Стокгольме в 1939 году примечание, указывающее на необходимость пересмотра «всей проблемы трансурановых элементов». Дело в том, что работа Фриша и Штрассмана показала, что активность, обнаруженная Ферми в его экспериментах, была обусловлена именно делением, а не открытием трансурановых элементов, как он ранее полагал.
Новый - девяносто четвертый элемент был открыт в конце 1940 года. Произошло это в Беркли в Калифорнийском университете. При бомбардировке окиси урана (U3O8) ядрами тяжелого водорода (дейтронами) группа американских радиохимиков во главе с Гленном Т. Сиборгом обнаружила неизвестный прежде излучатель альфа-частиц с периодом полураспада 90 лет. Этим излучателем оказался изотоп элемента № 94 с массовым числом 238. Таким образом, 14 декабря 1940 года были получены первые микрограммовые количества плутония вместе с примесью других элементов и их соединений.
В ходе эксперимента, проведённого в 1940 году, было установлено, что при проводимой ядерной реакции сначала получается короткоживущий изотоп нептуний-238 (период полураспада 2,117 суток), а из него уже плутоний-238:
23392U (d,2n) → 23893Np → (β−) 23894Pu
Долгие и трудоемкие химические опыты по отделению нового элемента от примесей продолжались два месяца. Существование нового химического элемента было подтверждено в ночь с 23 на 24 февраля 1941 года Г. Т. Сиборгом, Э. М. Макмилланом, Дж. В. Кеннеди и А. К. Валлем благодаря изучению его первых химических свойств - возможностью обладать, по крайней мере, двумя степенями окисления. Немногим позже окончания опытов было установлено, что этот изотоп является неделящимся, а, следовательно, неинтересным для дальнейшего изучения. Вскоре (март 1941 года) Кеннеди, Сиборг, Сегрэ и Валь синтезировали более важный изотоп - плутоний-239 посредством облучения урана сильно ускоренными в циклотроне нейтронами. Этот изотоп образуется при распаде нептуния-239, испускает alfa-лучи и имеет период полураспада 24 000 лет. Первое чистое соединение элемента было получено в 1942 году, а первые весовые количества металлического плутония были получены в 1943 году.
Название нового 94 элемента было предложено в 1948 году Макмилланом, который несколькими месяцами ранее обнаружения плутония совместно с Ф. Эйбельсоном получил первый элемент, более тяжелый, чем уран, - элемент № 93, который назвали нептунием в честь планеты Нептун - первой за Ураном. По аналогии элемент № 94 решили назвать плутонием, так как планета Плутон является второй за Ураном. В свою очередь Сиборг предложил назвать новый элемент «плутием», однако потом понял, что название не очень звучит по сравнению с «плутонием». Кроме того, он выдвигал и другие названия для нового элемента: ультимиум, экстермиум, из-за ошибочного в то время суждения, что плутоний станет последним химическим элементом в периодической таблице. В итоге, элемент назвали «плутоний» в честь открытия последней планеты солнечной системы.
Нахождение в природе
Период полураспада самого долгоживущего изотопа плутония - 75 млн лет. Цифра весьма внушительная, однако, возраст Галактики измеряется миллиардами лет. Из этого следует, что у первичных изотопов девяносто четвертого элемента, образовавшихся при великом синтезе элементов Вселенной, не было шансов дожить до наших дней. И все же, это не означает, что плутония совсем нет в Земле. Он постоянно образуется в урановых рудах. Захватывая нейтроны космического излучения и нейтроны, образующиеся при спонтанном (самопроизвольном) делении ядер 238U, некоторые - очень немногие - атомы этого изотопа превращаются в атомы 239U. Ядра этого элемента очень нестабильны, они испускают электроны и тем самым повышают свой заряд, происходит образование нептуния - первого трансуранового элемента. 239Np также неустойчив, его ядра тоже испускают электроны, поэтому всего за 56 часов половина 239Np превращается в 239Pu.
Период полураспада этого изотопа уже весьма велик и составляет 24 000 лет. В среднем, содержание 239Pu примерно в 400 000 раз меньше, чем у радия. Поэтому не только добыть - даже обнаружить «земной» плутоний необыкновенно трудно. Малые количества 239Pu - триллионная доля - и продукты распада могут быть найдены в урановых рудах, например, в природном ядерном реакторе в Окло, Габон (Западная Африка). Так называемый «природный ядерный реактор» считается единственным в мире, в котором в настоящее время происходит образование актиноидов и их продуктов деления в геосфере. По современным оценкам в этом регионе несколько миллионов лет назад происходила самоподдерживающаяся реакция с выделением тепла, продолжавшаяся более полумиллиона лет.
Итак, мы уже знаем, что в урановых рудах в результате захвата нейтронов ядрами урана образуется нептуний (239Np), продуктом β-распада которого и является природный плутоний-239. Благодаря специальным приборам - масс-спектрометрам было обнаружено наличие плутония-244 (244Pu), который имеет самый большой период полураспада - примерно 80 миллионов лет, в докембрийском бастнезите (в цериевой руде). В природе 244Pu находится преимущественно в виде диоксида (PuO2), который в воде еще менее растворим, чем песок (кварц). Поскольку относительно долгоживущий изотоп плутоний-240 (240Pu) находится в цепочке распада плутония-244, то его распад имеет место быть, однако это происходит очень редко (1 случай на 10 000). Очень небольшие количества плутония-238 (238Pu) относятся к весьма редкому двойному бета-распаду материнского изотопа - урана-238, который был найден в урановых рудах.
Следы изотопов 247Pu и 255Pu обнаружены в пыли, собранной после взрывов термоядерных бомб.
Минимальные количества плутония гипотетически могут находиться в человеческом организме, учитывая то, что было проведено огромное количество ядерных испытаний так или иначе связанных с плутонием. Плутоний накапливается преимущественно в скелете и печени, откуда практически не выводится. Кроме того, девяносто четвертый элемент накапливается морскими организмами; наземные растения усваивают плутоний главным образом через корневую систему.
Выходит, что искусственно синтезированный плутоний все-таки существует в природе, так почему же его не добывают, а получают искусственным путем? Дело в том, что слишком мала концентрация данного элемента. О другом радиоактивном металле - радии говорят: «в грамм добыча - в год труды», а радия в природе в 400 000 раз больше, чем плутония! По этой причине не только добыть - даже обнаружить «земной» плутоний необыкновенно трудно. Сделать это удалось лишь после того, как были изучены физические и химические свойства плутония, полученного в атомных реакторах.
Применение
Изотоп 239Pu (наряду с U) используют в качестве ядерного топлива энергетических реакторов, работающих на тепловых и на быстрых нейтронах (восновном), а также при изготовлении ядерного оружия.
Около полутысячи атомных электростанций по всему миру генерируют примерно 370 ГВт электроэнергии (или 15 % от общего объема производства электроэнергии в мире). Плутоний-236 применяется при изготовлении атомных электрических батареек, срок службы которых достигает пяти лет и более, их применяют в генераторах тока, стимулирующих работу сердца (кардиостимуляторы). 238Pu применяют в малогабаритных ядерных источниках электрического тока, используемых в космических исследованиях. Так плутоний-238 является источником питания для зондов New Horizons, Galileo и Cassini, марсохода Curiosity и других космических аппаратов.
В ядерном оружии применяется плутоний-239, так как данный изотоп является единственным подходящим нуклидом для применения в ядерной бомбе. Кроме того, более частое использование плутония-239 в ядерных бомбах обусловлено тем, что плутоний занимает меньший объем в сфере (где расположено ядро бомбы), следовательно, можно выиграть во взрывной силе бомбы за счет этого свойства.
Схема, по которой происходит ядерный взрыв с участием плутония, заключается в конструкции самой бомбы, ядро которой состоит из сферы, заполненной 239Pu. В момент столкновения с землей сфера сжимается до миллиона атмосфер за счет конструкции и благодаря окружающему эту сферу взрывчатому веществу. После удара происходит расширение ядра в объеме и плотности за кратчайшее время - десяток микросекунд, сборка проскакивает критическое состояние на тепловых нейтронах и переходит в сверхкритическое состояние на быстрых нейтронах - начинается цепная ядерная реакция с участием нейтронов и ядер элемента. При конечном взрыве ядерной бомбы выделяется температура порядка десятков миллионов градусов.
Изотопы плутония нашли свое применение при синтезе трансплутониевых (следующих после плутония) элементов. Так, например, в Оук-Риджской национальной лаборатории при длительном нейтронном облучение 239Pu получают 24496Cm, 24296Cm, 24997Bk, 25298Cf, 25399Es и 257100Fm. Таким же образом в 1944 году был впервые получен и америций 24195Am. В 2010 году оксид плутония-242 бомбардируемый ионами кальция-48 послужил источником получения унунквадия.
δ-Стабилизированные сплавы плутония используются в изготовлении ТВЭЛов, ведь они обладают значительно лучшими металлургическими свойствами в сравнении с чистым плутонием, который при нагревании претерпевает фазовые переходы и является весьма хрупким и ненадежным материалом. Сплавы плутония с другими элементами (интерметаллические соединения) обычно получают прямым взаимодействием элементов в нужных соотношениях, при этом в основном используется дуговая плавка, иногда нестабильные сплавы получают распылительным осаждением или охлаждением расплавов.
Основные промышленные легирующие элементы для плутония - это галлий, алюминий и железо, хотя плутоний способен образовывать сплавы и промежуточные соединения с большинством металлов за редким исключением (калий, натрий, литий, рубидий, магний, кальций, стронций, барий, европий и иттербий). Тугоплавкие металлы: молибден, ниобий, хром, тантал и вольфрам растворимы в жидком плутонии, но почти нерастворимы или мало растворимы в твёрдом плутонии. Индий, кремний, цинк и цирконий способны к формированию метастабильного δ-плутония (δ"-фаза) при быстром охлаждении. Галлий, алюминий, америций, скандий и церий могут стабилизировать δ-плутоний при комнатной температуре.
Большие количества гольмия, гафния и таллия позволяют сохранить некоторое количество δ-плутония при комнатной температуре. Нептуний является единственным элементом, который может стабилизировать α-плутоний при высоких температурах. Титан, гафний и цирконий стабилизируют структуру β-плутония при комнатной температуре при резком охлаждении. Применение таких сплавов довольно разнообразно. Например, сплав плутоний-галий используется для стабилизации δ-фазы плутония, который позволяет избежать переход α-δ фаза. Тройной сплав плутоний-галлий-кобальт (PuGaCo5) - сверхпроводниковый сплав при температуре 18,5 К. Существует ряд сплавов (плутоний-цирконий, плутоний-церий и плутоний-церий-кобальт), которые используются в качестве ядерного топлива.
Производство
Промышленный плутоний получают двумя способами. Это либо облучение ядер 238U, содержащегося в ядерных реакторах, либо разделение радиохимическими способами (соосаждением, экстракцией, ионным обменом и др.) плутония от урана, трансурановых элементов и продуктов деления, содержащихся в отработанном топливе.
В первом случае наиболее значимый в практическом отношении изотоп 239Pu (в смеси с небольшой примесью 240Pu) получают в ядерных реакторах при участии ядер урана и нейтронов с помощью β--распада и с участием изотопов нептуния как промежуточного продукта деления:
23892U + 21D → 23893Np + 210n;
23893Np → 23894Pu
β--распад
В данном процессе дейтрон попадает в уран-238, в результате чего образуется нептуний-238 и два нейтрона. Далее нептуний-238 спонтанно делится, излучая бета-минус-частицы, которые образуют плутоний-238.
Обычно содержание 239Pu в смеси составляет 90-95 %, 240Pu-1-7 %, содержание других изотопов не превышает десятых долей процента. Изотопы с большими периодами полураспада - 242Pu и 244Pu получают при продолжительном облучении нейтронами 239Pu. Причем выход 242Pu составляет несколько десятков процентов, а 244Pu - доли процента от содержания 242Pu. Небольшие количества изотопно-чистого плутония-238 образуются при облучении нейтронами нептуния-237. Легкие изотопы плутония с массовыми числами 232-237 обычно получают на циклотроне при облучении изотопов урана α-частицами.
При втором способе промышленного производства 239Pu используют пьюрекс-процесс, основанный на экстракции трибутилфосфатом в легком разбавителе. В первом цикле осуществляют совместную очистку Pu и U от продуктов деления, а затем их разделение. Во втором и третьем циклах плутоний подвергают дальнейшей очистке и концентрированию. Схема такого процесса основана на разнице в свойствах четырех- и шестивалентных соединений разделяемых элементов.
Первоначально отработавшие ТВЭЛы демонтируются и оболочка, содержащая отработавший плутоний и уран, удаляется физическими и химическими способами. Далее извлеченное ядерное топливо растворяют в азотной кислоте. Ведь она - сильный окислитель при растворении и уран, и плутоний, и примеси окисляются. Атомы плутония с нулевой валентностью превращаются в Pu+6, происходит растворение, как плутония, так и урана. Из такого раствора девяносто четвертый элемент восстанавливают до трехвалентного состояния сернистым газом, а затем осаждают фторидом лантана (LаF3).
Однако осадок кроме плутония содержит нептуний и редкоземельные элементы, но основная масса (уран) остается в растворе. Далее плутоний вновь окисляют до Pu+6 и вновь добавляют фторид лантана. Теперь уже редкоземельные элементы переходят в осадок, а плутоний остается в растворе. Далее окисляется нептуний до четырехвалентного состояния броматом калия, так как на плутоний этот реактив не действует, то при вторичном осаждении тем же фторидом лантана трехвалентный плутоний переходит в осадок, а нептуний остается в растворе. Конечными продуктами таких операций являются плутонийсодержащие соединения - двуокись PuO2 или фториды (PuF3 или PuF4), из которых (путем восстановления парами бария, кальция или лития) получают металлический плутоний.
Получение более чистого плутония можно достичь электролитическим рафинированием пирохимически произведенного металла, что производится в ячейках для электролиза при температуре 700° C с электролитом из калия, натрия и хлорида плутония с применением вольфрамового или танталового катода. Получаемый таким образом плутоний имеет чистоту 99,99 %.
Для получения больших количеств плутония строятся реакторы-размножители, так называемые «бридеры» (от английского глагола to breed - размножать). Свое название данные реакторы получили благодаря своей возможности получения делящегося материала в количестве, превышающем затраты этого материала на получение. Отличие реакторов такого типа от остальных заключается в том, что нейтроны в них не замедляются (отсутствует замедлитель, например, графит) для того, чтобы их как можно больше прореагировало с 238U.
После реакции образуются атомы 239U, которые в дальнейшем и образуют 239Pu. Ядро такого реактора, содержащее PuO2 в обедненном диоксиде урана (UO2), окружено оболочкой из еще более обедненного диоксида урана-238 (238UO2), в которой и образуется 239Pu. Совместное использование 238U и 235U позволяет «бриддерам» производить из природного урана энергии в 50-60 раз больше других реакторов. Однако у этих реакторов существует большой недостаток - ТВЭЛы обязаны охлаждаться средой отличной от воды, которая снижает их энергию. Поэтому было решено использовать жидкий натрий в качестве охладителя.
Строительство таких реакторов в Соединенных Штатах Америки началось после окончания Второй Мировой Войны, СССР и Великобритания приступили к их созданию лишь в 1950-х годах.
Физические свойства
Плутоний - очень тяжелый (плотность при н. у. 19,84 г/см³) серебристый металл, в очищенном состоянии очень похожий на никель, однако на воздухе плутоний быстро окисляется, тускнеет, образую радужную пленку, сначала светло-желтую, затем переходящую в темно-пурпурную. При сильном окислении на поверхности металла появляется оливково-зеленый порошок оксида (PuO2).
Плутоний - очень электроотрицательный и химически активный металл, во много раз больше, даже чем уран. Имеет семь аллотропных модификаций (α, β, γ, δ, δ", ε и ζ), которые меняются в определенном температурном отрезке и при определенном диапазоне давления. При комнатной температуре плутоний находится в α-форме - это наиболее распространённая для плутония аллотропная модификация. В альфа фазе чистый плутоний хрупок и весьма жёсток - данная структура примерно такая же жёсткая, как серый чугун, если она не легирована другими металлами, которые придадут сплаву пластичность и мягкость. Кроме того, в этой максимально плотной форме плутоний - шестой по плотности элемент (тяжелее его только осмий, иридий, платина, рений и нептуний). Дальнейшие аллотропные превращения плутония сопровождаются скачкообразными изменениями плотности. Так, например, при нагревании от 310 до 480 °С он не расширяется, как другие металлы, а сжимается (фазы «дельта» и «дельта-прим»). При расплавлении (переход из фазы «эпсилон» в жидкую фазу) плутоний также сжимается, позволяя нерасплавленному плутонию всплывать.
Плутоний отличает большое количество необычных свойств: у него самая низкая теплопроводность из всех металлов - при 300 K она составляет 6,7Вт/(м К); у плутония самая низкая электропроводность; в своей жидкой фазе - плутоний самый вязкий металл. Удельное сопротивление девяносто четвертого элемента при комнатной температуре очень велико для металла, и эта особенность будет усиливаться с понижением температуры, что для металлов не свойственно. Такая «аномалия» прослеживается вплоть до температуры 100 К - ниже этой отметки электрическое сопротивление будет уменьшаться. Однако, с отметки в 20 К сопротивление вновь начинает возрастать из-за радиационной активности металла.
Плутоний обладает самым высоким удельным электрическим сопротивлением среди всех изученных актиноидов (на данный момент), которое составляет 150 мкОм см (при 22 °C). Этот металл имеет низкую температуру плавления (640 °C) и необычно высокую температуру кипения (3 227 °C). Ближе к точке плавления жидкий плутоний имеет очень высокий показатель вязкости и поверхностного натяжения по сравнению с другими металлами.
Благодаря своей радиоактивности, плутоний теплый на ощупь. Большой кусок плутония в термооболочке разогревается до температуры, превышающей температуру кипения воды! Кроме того, вследствие своей радиоактивности плутоний со временем претерпевает изменения в своей кристаллической решётке - происходит некое подобие отжига благодаря самооблучению из-за повышения температуры выше 100 K.
Наличие большого количества аллотропных модификаций у плутония делает его трудным металлом в обработке и выкатывании из-за фазовых переходов. Мы уже знаем, что в альфа-форме девяносто четвертый элемент схож по свойствам с чугуном, однако имеет свойство изменяться и превращаться в пластичный материал, и образовывать ковкую β-форму при более высоких интервалах температур. Плутоний в δ-форме обычно стабилен при значениях температуры от 310 °C до 452 °C, но может существовать и при комнатной температуре, если легирован малопроцентным содержанием алюминия, церия или галлия. Находясь в сплаве с этими металлами, плутоний может использоваться при сварке. Вообще дельта-форма имеет более ярко выраженные характеристики металла - по прочности и способности к ковке близка к алюминию.
Химические свойства
Химические свойства девяносто четвертого элемента во многом схожи со свойствами его предшественников в периодической системе - ураном и нептунием. Плутоний довольно активный металл, он образует соединения со степенями окисления от +2 до +7. В водных растворах элемент проявляет следующие степени окисления: Pu (III), в качестве Pu3+ (существует в кислых водных растворах, имеет светло-фиолетовый цвет); Pu (IV), в качестве Pu4+ (шоколадный оттенок); Pu (V), в качестве PuO2+ (светлый раствор); Pu (VI), в качестве PuO22+ (светло-оранжевый цвет раствора) и Pu(VII), в качестве PuO53- (зелёный раствор).
Причем указанные ионы (кроме PuO53-) могут находиться в растворе одновременно в равновесии, что объясняется наличием 5f-электронов, которые расположены на локализованной и делокализованной зоне электронной орбитали. При pH 5-8 доминирует Pu (IV), который наиболее устойчив среди остальных валентностей (степеней окисления). Ионы плутония всех степеней окисления склонны к гидролизу и комплексообразованию. Способность образовывать такие соединения увеличивается в ряду Pu5+
Компактный плутоний медленно окисляется на воздухе, покрываясь радужной маслянистой пленкой оксида. Известны следующие окислы плутония: PuO, Pu2O3, PuO2 и фаза переменного состава Pu2O3 - Pu4O7 (бертоллиды). В присутствии незначительного количества влаги скорость окисления и корродирования значительно возрастает. Если металл достаточно долго подвергается воздействию малых количеств влажного воздуха, то на его поверхности образуется диоксид плутония (PuO2). При недостатке кислорода может образоваться и его дигидрид (PuH2). Удивительно, но плутоний покрывается ржавчиной в атмосфере инертного газа (например, аргона) с парами воды гораздо быстрее, чем на сухом воздухе или в чистом кислороде. На самом деле этот факт легко объяснить - прямое действие кислорода формирует на поверхности плутония слой оксида, препятствующего дальнейшему окислению, присутствие влаги производит рыхлую смесь из оксида и гидрида. Кстати, благодаря именно такому покрытию металл становится пирофорным, то есть он способен к самовозгоранию, по этой причине металлический плутоний, как правило, обрабатывается в инертной атмосфере аргона или азота. При этом кислород является защитным веществом и предотвращает воздействие влаги на металл.
Девяносто четвертый элемент реагирует с кислотами, кислородом и их парами, но только не со щелочами. Плутоний хорошо растворим лишь в очень кислых средах (например, соляная кислота HCl), а так же растворяется в в хлороводороде, иодоводороде, бромоводороде, 72 % хлорной кислоте, 85 % ортофосфорной кислоте H3PO4, концентрированной CCl3COOH, сульфаминовой кислоте и кипящей концентрированной азотной кислоте. В растворах щелочей плутоний заметно не растворяется.
При воздействии щелочей на растворы, содержащие четырех валентный плутоний, выпадает осадок гидроксида плутония Pu(OH)4 xH2O, обладающий основными свойствами. При воздействии щелочей на растворы солей, содержащих PuO2+, выпадает амфотерный гидроксид PuO2OH. Ему отвечают соли - плутониты, например, Na2Pu2O6.
Плутониевые соли легко гидролизируются при контакте с нейтральными или щелочными растворами, создавая нерастворимую гидроокись плутония. Концентрированные растворы плутония нестабильны, вследствие радиолитического разложения, ведущего к выпадению осадка.