Программа снижения обогащения для исследовательских и испытательных реакторов

Министерство образования и науки Российской Федерации

Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение

высшего профессионального образования

«НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ

ТОМСКИЙ ПОЛИТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ»

 

Институт - физико – технический

Направление - ядерные физика и технологии

Профиль - ядерные реакторы и энергетические установки

Кафедра - физико – энергетических установок

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Реферат на тему:

 

ПРОГРАММА СНИЖЕНИЯ ОБОГАЩЕНИЯ ДЛЯ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ И ИСПЫТАТЕЛЬНЫХ РЕАКТОРОВ

( RERTR )

 

 

 

 

 

 

 

Студент гр.         0А14            ____________     Э.Ю. Пименов               __________ 2014г.

      (Номер группы)           (Подпись)                    (Ф.И.О.)           (Дата) 

 

Руководитель         ____________            М.С. Кузнецов  _____  __________ 2014 г.

          (Подпись)                                    (Ф.И.О.)                         (Дата) 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Оглавление

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Введение

 

Исследовательские ядерные установки (ИЯУ)  – исследовательские реакторы (ИР), критические (КС) и подкритические стенды (ПКС) – сыграли решающую роль в получении фундаментальных и прикладных знаний в области ядерной физики. Являясь источниками нейтронов, ИЯУ представляют для экспериментаторов уникальный инструмент исследования в различных областях науки и техники. Без них было бы невозможным как создание ядерного оружия, так и развитие ядерной энергетики. Количество ИЯУ в мире особенно быстро росло в 50-70-х годах прошлого столетия и к середине 70-х годов достигло максимума 390  ИЯУ.1 Со временем ИЯУ стали применять не только для решения задач обороны, фундаментальной науки и ядерной энергетики, но и в других отраслях,  включая медицину и биологию.  Десятки ИЯУ были поставлены США и Советским Союзом в другие страны. По данным МАГАТЭ за весь период развития ядерной физики в мире было построено 692 ИЯУ различных типов и различной мощности.2

Однако к началу 80-х рост числа ядерных исследовательских установок в мире прекратился. К этому времени на мощных ИР были достигнуты значительные плотности потоков нейтронов (0,5×1016 н/см2×с ), а попытки дальнейшего увеличения этого параметра столкнулись с проблемой устойчивости материалов конструкции ИЯУ. Решение материаловедческих проблем потребовало значительных исследовательских и финансовых усилий.  С другой стороны,  к этому времени была накоплена значительная база экспериментальных данных,  использование которой позволило разработать и верифицировать вычислительные программы, позволяющие решать многие практические задачи в различных областях без использования ИЯУ. В силу этих причин, начиная с середины 80-х годов,  строительство новых ИЯУ практически прекратилось,  и преобладающим стал процесс их вывода из эксплуатации.  В настоящее время в мире имеется 232 действующих ИЯУ, и только 7 строится или запланировано к строительству.3

К основным характеристикам ИР относится отношение плотности нейтронного потока к мощности реактора. С самого начального этапа создания парка ИЯУ основным приоритетом для исследователей и конструкторов являлось получение в экспериментальных каналах наибольшей величины плотности нейтронного потока с одновременной минимизацией мощности реактора. Достижение максимального значения этого параметра требует минимизации объема активной зоны ИР и использования уранового топлива с максимально возможным обогащением. По этой причине, большинство ИР в России и США конструировались с использованием топлива, обогащение которого достигало 90% по U235.

В конце 70-х годов,  как в США, так и в СССР, появилось понимание того,  что поставки топлива для ИЯУ на основе высокообогащенного урана (ВОУ)4 в другие страны создает вполне определенные риски для режима нераспространения ядерного оружия, поскольку основное потребление ВОУ в гражданских целях осуществляется в этих реакторах. По этой причине в обеих странах были инициированы программы по разработке и производству топлива для ИЯУ, поставленных за рубеж, в котором обогащение урана уменьшалось с 80-90% до 20-36%. Советская программа по уменьшению обогащения топлива для исследовательских реакторов была принята в начале 80-х.5 Программой предусматривалось осуществить понижение обогащения топлива в два этапа: на первом этапе уменьшить обогащение до 36%, а на втором – ниже 20%.

В 1993 между Россией и Соединенными Штатами началось сотрудничество по разработке низкообогащенного топлива для ИР, поставленных Россией (СССР) за рубеж. Это сотрудничество, осуществляемое в рамках программы «Перевод исследовательских и испытательных реакторов на топливо с пониженным обогащением»,  продолжается в настоящее время. В 1994  г. Минатомом РФ была введена в действие отраслевая программа «Создание твэлов и ТВС с топливом 20%-го обогащения по урану-235 для активных зон исследовательских реакторов».6 Основной целью программы является разработка и организация производства ТВС для реакторов в третьих странах, построенных по советским проектам. Программа состоит из трех основных этапов:

1. Разработка и создание твэлов и ТВС с топливом на основе UO2-Al.
2. Разработка и создание твэлов и ТВС с высокоплотным топливом на основе уран-молибденовых сплавов.
3. Разработка твэлов и ТВС нового поколения для исследовательских реакторов.

В данной программе участвуют ОАО ТВЭЛ, ДАЭ Минатома,  ФГУП НИКИЭТ, ФГУП ВНИИНМ,  ОАО НЗХК,  ФГУП ГНЦ РФ НИИАР,  ФГУП ГНЦ РФ ФЭИ, ФГУП ИРМ, ФГУ РНЦ КИ, ПИЯФ РАН. В результате проведения лабораторных, конструкторских и технологических разработок,  реакторных и послереакторных исследований работы по первому этапу завершены.  Для ИР Венгрии, Украины, Вьетнама, Чехии, Узбекистана, Ливии, Болгарии, Северной Кореи на Новосибирском заводе химконцентратов организовано производство ТВС типа ВВР-М2 и ТВС типа ИРТ-4М с топливом,  обогащение которого по урану-235 ниже 20%.

Реализация этого этапа заложила основы для успешной реализации межправительственного российско-американского соглашения «О сотрудничестве по ввозу в Российскую Федерацию ядерного топлива исследовательских реакторов, произведенного в Российской Федерации» (программа RRRFR). С заключением этого соглашения в мае 2004  г. программа конверсии исследовательских реакторов и возвращения свежего и отработанного высокообогащенного уранового топлива из третьих стран получила дополнительный импульс.  В программе участвуют 14  стран:  Белоруссия,  Болгария,  Венгрия,  Вьетнам,  Казахстан, Латвия, Ливия, Польша, Румыния, Сербия, Узбекистан, Украина, Чешская Республика. На конец 2011 г. в Россию было возвращено более 600 кг свежего и около одной тонны отработанного высокообогащенного уранового топлива. Важно отметить, что российско-американское сотрудничество по конверсии ИР и возврату свежего и отработанного высокообогащенного топлива поддержано совместными заявлениями российского и американского президентов В. Путина и Дж. Буша в 2005 г., и Д. Медведевым и Б. Обамой в 2009 г.

В России до недавнего времени задача конверсии собственных реакторов с целью минимизации использования ВОУ не ставилась — несмотря на то,  что страна располагает наибольшим количеством ИР работающих на ВОУ.  Среди российских специалистов эта тема стала обсуждаться лишь в связи с заключением Cоглашения между Росатомом и Департаментом Энергетики США о проведении предварительного исследования о возможности конверсии шести российских ИР в декабре 2010 г.7

В данной работе,  на основе имеющейся информации о состоянии парка ИР России и планах их использования, предложена оценка перспектив конверсии российских ИР.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

1 Российские исследовательские реакторы

 

Возможность и необходимость конверсии каждого конкретного реактора определяется главным образом его назначением,  особенностями конструкции активной зоны, также как и планами по его дальнейшему использованию. На конец 2011  г. в России насчитывалось 32  гражданских ИР (см. Таблицу 1). В это число не входят реакторы, принадлежащие ВНИИЭФ и ВНИИТФ, которые используются для решения задач в рамках оборонных программ.

 

Таблица 1 – Гражданские исследовательские ядерные реакторы

 

№	Наиме-нование	Владелец	Мощн., МВт	Ввод в экспл./ реконструкция	№ лицензии и срок действия	Вид лицензии
1	ИРТ*	Московский инженерно-физический институт (МИФИ)	2,5	1967    реконстр. в 1975	ГН-03-108-1557     До 30.06.2009	Эксплуатация
2	ВВР-Ц	Научно-исследовательский  физико-  химический институт (филиал  НИФХИ)	15	1964  Разработана программа продления,   ведутся работы  согласно  утвержденной  программы	ГН-03-108-2185  До 22.09.2014	Эксплуатация
3	ИР-50	Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники (НИКИЭТ)	0,05	1961	ГН-03-108-2214  До 26.11.2014	Эксплуатация
4	ТВР	Институт теоретической физики (ИТЭФ)	2,5	1949	ГН-04-108-1786  До 31.12.2012	Вывод из эксплуатации
5	БР-10	Физико-энергетический институт (ФЭИ)	8	1959	ГН-03-108-1609  До 31.12.2011	Эксплуатация в режиме окончательного останова
6	AM-1	ФЭИ	10	1954	ГН-04-108-2349  До 21.04.2017	Вывод из эксплуатации

Таблица 1 – Продолжение

 

7	Барс-6	ФЭИ	6,5 MJ, импульс.	1994	ГН-03-108-2515  До 31.05.2016	Размещение, сооружение, эксплуатация и вывод из эксплуатации ЯУ, РИ и ПХ ЯМ и РВ, ХРО
8	ИБР-2 (ИБР-2М)	Объединенный институт ядерных исследований (ОИЯИ)	2    импульс.	1984	ГН-03-108-1611  До 31.12.2011	Эксплуатация
9	ИБР-30	Объединенный институт ядерных исследований (ОИЯИ)	0,025    импульс.	1969	ГН-04-108-1228  до 31.01.2007 г.	Исключён из перечня ИР, КС и ПКС
10	Ф-1	Российский научный центр “Курчатовский институт” (РНЦКИ)	0,024	1946	ГН-03-108-1801  До 31.01.2012	Эксплуатация
11	Аргус *	РНЦ КИ	0,05	1981	ГН-03-108-2159  До 17.07.2014	Эксплуатация
12	ИР-8 *	РНЦ КИ	8	1957  2001 г. продлен  срок службы до 2005 г.	ГН-03-108-1608  До 31.12.2011	Эксплуатация
13	МР	РНЦ КИ	50	1964	ГН-04-108-2490  До 04.02.2016	Вывод из эксплуатации ЯУ
14	Гидра	РНЦ КИ	Им-  пульсн.	1972  Завершение работ по обосн. продл. срока службы -  2003 г.	ГН-03-108-2000  до 31.01.2014	Эксплуатация
15	Гамма	РНЦ КИ	0,125	1982	ГН-03-108-1646  До 30.03.2012	Эксплуатация
16	OP *	РНЦ КИ	0,3	1954  Реконстр. в 1988 г.	ГН-03-108-1859  До 30.06.2013	Эксплуатация

 

 

 

 

Таблица 1 – Продолжение

 

17	Барс-4	Научно-исследовательский институт приборов (НИИП)	4 MJ, импульс.	1971  Проводится периодич.  продление срока службы и замена отдел. обор.	ГН-03-108-1619  До 31.12.2011	Эксплуатация
18	ВВР-М	ПИЯФ	15 МВт	1959  Очередное обоснование продления  срока экспл.- 2005 г.	ГН-03-108-1699  До 30.07.2012	Эксплуатация
19	СМ-3	НИИАР	100 МВт	1992	ГН-03-108-1980  До 31.12.2011	Эксплуатация
20	РБТ-6	НИИАР	6	1975	ГН-03-108-1950  До 31.10.2011	Эксплуатация
21	РБТ-10/1	НИИАР	10	1983	ГН-03-108-1956  До 31.12.2013	Вывод из эксплуатации
22	РБТ-10/2	НИИАР	10	1984	ГН-03-108-2530  До 30.06.2016	Эксплуатация
23	МИР-М1*	НИИАР	100	1966. Реконстр. в 1975. Разрабатывается проект модернизации	ГН-03-108-2234  До 31.12.2014	Эксплуатация
24	Арбус (АСТ-1)	НИИАР	12	1963	ГН-04-108-2161  До 17.07.2014	Вывод из эксплуатаци
25	ВК-50	НИИАР	220	1965  Корпус продл. до 2015  СУЗ-до 2007	ГН-03-108-2467  До 25.12.2015	Эксплуатация
26	БОР-60	НИИАР	60	1969  Ведутся работы по  программе продления срока эксп.	ГН-03-108-2233  До 31.12.2014	Эксплуатация