КОНЦЕПЦИЯРоссийской Федерации |
Приглашаем посетить СНВ-сайт нашего Центра (хроника событий, печатные и сетевые публикации, тексты официальных документов, ресурсы сети о проблемах сокращения ядерных вооружений) - информация обновляется еженедельно
Часть вторая. (см. первую часть)
5. Возможности по использованию высвобождаемого оружейного плутония в атомной энергетике России
Этот способ обращения с высвобождаемым оружейным плутонием принят в России в качестве основного. Реализация его будет начата по мере готовности необходимых топливных и энергетических мощностей и при условии, что экономическая эффективность энергетического использования высвобождаемого оружейного плутония может быть достигнута.
5.1. Условия, влияющие на решение проблемы энергетического использования высвобождаемого оружейного плутония
А). Темпы развития атомной энергетики в России.
Согласно “Программе развития атомной энергетики Российской Федерации на 1998-2005 г.г. и перспективы до 2010 г.”, одобренной Правительством, предусматривается увеличение суммарной установленной мощности АЭС на 20-30% к 2010 году. В более позднее время возможны значительный рост масштабов и доли атомной энергетики в топливно-энергетическом балансе России.
Б). Отсутствие проблемы с обеспечением урановым топливом отечественной атомной энергетики в течение ближайших нескольких десятилетий.
Российские АЭС с урановым топливом являются конкурентоспособными, их эксплуатация приносит прибыль. Спрос на плутоний в качестве топлива АЭС в России в настоящее время отсутствует.
В). Слабая заинтересованность иностранных инвесторов в создании и развитии в России перспективных ядерных технологий и производств.
Экономический рост в стране и укрепление мирового атомно-энергетического рынка изменят ситуацию в атомной энергетике России. Это может повлиять и на позицию потенциальных зарубежных инвесторов по проблеме обращения с высвобождаемым российским оружейным плутонием.
Г). В России накоплен значительный опыт по энергетическому (невоенному) использованию оружейного плутония.
Работы по вовлечению плутония в энергетику были начаты в СССР в пятидесятые годы. В стране имеется опыт проектирования, сооружения и эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах, а также соответствующих производственных мощностей по изготовлению топлива на основе плутония. Были изготовлены, испытаны и затем исследованы несколько тысяч тепловыделяющих элементов с общим содержанием плутония около 1 тонны, из них - 410 кг плутония оружейного качества.
Накопленный в России опыт, достигнутые технические параметры установок, имеющаяся экспериментально-производственная база позволяют перейти к использованию оружейного плутония в промышленных масштабах в реакторах на быстрых нейтронах.
Также в России начинаются работы по освоению технологии использования топлива на основе оружейного плутония в реакторах на тепловых нейтронах.
Программа энергетического использования высвобождаемого оружейного плутония состоит из двух частей.
Часть 1. Производство топлива на основе оружейного плутония - смешанного уран-плутониевого топлива.
Возможно производство различных видов смешанного уран-плутониевого топлива, наиболее отработанным и освоенным в настоящее время является смешанное оксидное уран-плутониевое топливо (МОКС-топливо).
Производство МОКС-топлива включает этап перевода (конверсии) металлического оружейного плутония в виде деталей и узлов ядерных боеприпасов в двуокись плутония необходимого качества;
Часть 2. Использование МОКС-топлива в ядерных реакторах.
Последующее обращение с отработанным МОКС-топливом во многом совпадает с обращением с отработанным урановым топливом. В рамках данной Концепции этот вопрос не рассматривается.
5.2. Возможности по производству топлива на основе оружейного плутония
В настоящее время в России рассматриваются различные возможности по использованию имеющихся и/или созданию новых производств МОКС-топлива, включающих этап конверсии металлического оружейного плутония в двуокись, для применения в быстрых реакторах и реакторах ВВЭР-1000
Производство малого масштаба
а). Установка “Пакет” на ПО “Маяк”.
б). Установка по производству виброуплотненного МОКС-топлива в НИИАР.
Назначение установок малого масштаба (до 300 кг по плутонию в год). - отработка технологии производства МОКС-топлива для быстрых реакторов, экспериментальное обоснование возможности перехода к МОКС-производству промышленного масштаба. Вовлечение этих установок в крупномасштабную программу энергетического использования высвобождаемого оружейного плутония может носить только вспомогательный характер из-за ограниченности их производительности.
Производство промышленного масштаба
Действующих установок такого масштаба в России нет, но имеется незавершенное строительством МОКС-производство с проектной мощностью до 5 тонн по плутонию в год и более для быстрых реакторов (Комплекс-300 на ПО “Маяк”). При таких возможностях стоимость МОКС-топлива будет сопоставима со стоимостью уранового топлива. Срок выполнения программы использования 50 тонн высвобождаемого оружейного плутония будет меньше, чем проектный ресурс Комплекса-300. К концу этого срока затраты на осуществление программы могут быть в значительной степени скомпенсированы. В дальнейшем, использование Комплекса-300 в рамках энергетической плутониевой программы России может быть продолжено.
Производство промежуточного масштаба
Таких установок в России нет и их создание не планировалось. В настоящее время рассматривается возможность строительства пилотной установки промежуточной производительности для обеспечения МОКС-топливом 4 ВВЭР-1000 и быстрого реактора БН-600. Установка проектируется на основе опыта, технологии и оборудования завода по производству МОКС-топлива в Ханау (Германия). При масштабе производства ~ 1 тонны по плутонию в год стоимость МОКС-топлива почти вдвое превышает стоимость уранового топлива. Возможности по созданию долговременного МОКС-производства на основе установки ограничены, в основном, из-за малого ресурса основного оборудования. Для обеспечения экономически эффективного использования пилотной установки в программе энергетического использования высвобождаемого оружейного плутония должны быть осуществлены дополнительные мероприятия по повышению ее производительности и увеличению ресурса.
Производство МОКС-топлива для использования на зарубежных АЭС.
Рассматривается возможность создания в России производства МОКС-топлива на основе оружейного плутония для последующей поставки за рубеж, например, в Канаду с целью использования в реакторах типа КАНДУ.
5.3. Возможности по использованию топлива на основе оружейного плутония в ядерных реакторах
Топливо на основе оружейного плутония может быть использовано в ядерных реакторах различных типов, но наиболее реальным в России является использование этого топлива в действующих и сооружаемых реакторах двух типов:
- быстрые реакторы типа БН;
- реакторы на тепловых нейтронах ВВЭР-1000.
Использование топлива на основе плутония в быстрых реакторах является естественным продолжением работ в данном направлении, которые велись в СССР и России уже в течение сорока лет и имеют прочную научно-техническую и опытно-производственную основу. Использование такого топлива в легководных реакторах также может представлять интерес для будущей атомной энергетики как дополнительная возможность при оптимизации ее структуры. Существует европейский опыт использования топлива на основе плутония (МОКС-топлива) в легководных реакторах; в России, как и в США, такой опыт отсутствует.
Быстрые реакторы типа БН.
В программе могут быть задействованы: реакторы БОР-60 и БН-600 (действующие) и один реактор БН-800 (сооружаемый, Южно-Уральская АЭС либо Белоярская АЭС). Основные характеристики и статус работ по этим реакторам - см. в табл.1. Реакторы будут работать без воспроизводства топлива (плутония).
Использование реакторов БОР-60 и БН-600 может обеспечить начало промышленной реализации программы энергетического использования высвобождаемого оружейного плутония в России уже в XX веке. Темп использования плутония в этих реакторах может составить ~ 100 кг в год с возможностью постепенного увеличения до ~ 300 кг в год.
Легководные реакторы ВВЭР-1000.
В настоящее время в России имеется 7 действующих и 3 строящихся реактора ВВЭР-1000, расположенных на площадках четырех АЭС в Европейской части России. В каждом из них может быть потреблено от 250 до 280 кг плутония в год. Проводится НИОКР по внедрению МОКС-топлива на основе оружейного плутония на АЭС с реакторами ВВЭР-1000 и продлению срока эксплуатации реакторов ВВЭР-1000. Статус работ по этим реакторам - см. табл.1.
Реакторы других типов
На последующих этапах развития атомной энергетики России для целей использования высвобождаемого оружейного плутония могут быть использованы вновь создаваемые реакторы других типов.
Таблица 1
Основные характеристики реакторов
Реактор
Потребление Pu
Статус работ по обоснованию возможности использования МОКС-топлива
БОР-60 (действующий)
30-50 кг/год
Обосновано, 18-летний опыт эксплуатации
БН-600 (действующий)
60-70 кг/год (18 ТВС)
240 кг/год (гибридная АЗ)
1100 кг/год (100% МОКС)
Обосновано, имеется лицензия
Разработка техпроекта
Физические расчеты
БН-800 (строящийся)
1650 кг/год (100% МОКС)
Проект, лицензирован на строительство
ВВЭР-1000 (7 действующих и 3 строящихся)
250-280 кг/год (на 1 ВВЭР-1000, 30% МОКС)
НИОКР
Современное состояние работ по проблеме использования МОКС-топлива в различных ядерных реакторах (по состоянию на янв.1998 г.)
БОР-60
Цель работ:
возобновление использования МОКС-топлива
Статус:
разрабатывается программа Минатома РФ
БН-600
Цель работ:
перевод на гибридную активную зону
Статус:
программа утверждена в Минатоме РФ (январь 1997)
Полная стоимость работ
60 млн. долл. США
БН-800
Цель работ:
строительство на площадке Белоярской АЭС или ЮУАЭС
Статус:
Программа развития ЯЭ России на 1998-2005 г.г. и на перспективу до 2010 г, одобрена Правительством, дек. 1997
Полная стоимость:
1,45 млрд. долл. США (уточняется)
ВВЭР-1000
Цель работ:
НИОКР по внедрению МОКС топлива
Статус:
программа утверждена в Минатоме РФ (январь 1998)
Полная стоимость НИОКР:
75 млн. долл. США