Программа снижения обогащения для исследовательских и испытательных реакторов

 

Таблица 1 – Продолжение

 

27	ИВВ-2М	ИРМ  (Филиал  НИКИЭТ)	15	1966.  Реконстр. в 1982	ГН-03-108-2438  До 21.10.2015	Эксплуатация
28	У-3	ЦНИИ им. А.Н.   Крылова	0,05	1964.  Реконстр. в 1989	ГН-03-108-2465  До 24.12.2017	Эксплуатация
29	ИРТ-Т*	ГОУ ВПО «ТПУ»	6	1967.  Реконстр. в  1984	ГН-03-108-2452  До 11.11.2015	Эксплуатация
30	ВВРЛ-02               ВВРЛ-03	Научно-исследовательс-кий  институт приборов (НИИП)			ГН-04-108-1587 .  от 31.10.2006  До 31.10.2011  Аннулирована  лицензия  Решение от  31.03.2011   № 1587/А	Вывод из эксплуатации. Исключены из перечня объектов
31	ПИК	ПИЯФ РАН	100	2011	ГН-03-108-2385  До 21.06.2015	Эксплуатация
32	ИРВ-М2	Научно-исследовательс-кий институт приборов (НИИП)	4		ГН-02-108-2489  До 04.02.2016	Сооружение

 

* — реакторы, в отношении которых  проводится предварительное исследование  о возможности конверсии в  соответствии с соглашением между  Росатомом и Департаментом Энергетики  США.

 

 

1.1 БОР-60 (НИИАР)

 

Большой опытный реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем с тепловой мощностью 60 МВт БОР-60 предназначен для испытания твэлов на основе различных топливных композиций, включающих плутоний. Он также используется для проведения инженерно-технологических исследований для обоснования проектов реакторов на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением, включая исследования по безопасности. Кроме того, на реакторе ведется облучение конструкционных материалов и материалов термоядерных реакторов в жестком спектре нейтронов в диапазоне температуры 300-1000оС.

В активной зоне реактора может находится от 85  до 124  ТВС. В качестве топливной композиции используется либо диоксид урана с обогащением 90%, либо смесь диоксидов урана и плутония. Обогащение урана лежит в пределах 45-90%, а концентрация плутония достигает 30%. В последние годы реактор работает на мощности 53 МВт около 220-230 суток за год. Временной коэффициент использования реактора (отношение числа полных рабочих дней работы на мощности к числу календарных дней в году) в последние годы сохраняется на уровне 0,60  - 0,65. Это дает возможность оценить годовую потребность в топливе в пересчете на U235. При условии,  что выгорание выгружаемого топлива составляет 30%, годовая потребность достигает 39 кг.

Проектный ресурс реактора в 20 лет уже превышен в два раза. В 2009 г. предполагалось провести реконструкцию реактора с продлением срока службы до 2030 г. Однако оценка работоспособности различных систем реактора показала,  что проведение реконструкции нецелесообразно.  Поэтому было принято решение по продлению срока эксплуатации ИР БОР-60  только на период с 2010 г. по 2015 г. Не исключено, однако, что его эксплуатация продолжится до завершения строительства многофункционального исследовательского реактора на быстрых нейтронах (МБИР), пуск которого запланирован на 2019 г.

Уникальные особенности реактора, решаемые на нем научно-практические задачи, также как и приближение срока вывода его из эксплуатации, исключают возможность его конверсии.

 

 

1.2 СМ-3 (НИИАР)

 

Высокопоточный корпусной водо-водяной реактор СМ-3  с тепловой мощностью 100  МВт предназначен в основном для накопления трансурановых элементов и радиоактивных изотопов более легких элементов,  а также для облучения образцов реакторных материалов и изучения их свойств в процессе облучения.8

Реактор имеет чрезвычайно компактную активную зону с отражателем из металлического бериллия,  размещенную в стальном корпусе и состоящую из 28 ТВС.  ТВС скомпонована из твэлов стержневого типа,  имеющих в поперечном сечении крестообразную форму. Топливная композиция — диоксид урана 90% обогащения, диспергированный в матрице из меди с добавлением бериллиевой бронзы. Масса U235 в ТВС 1,128 кг. В среднем за год расходуется 70 ТВС или 79 кг U235.9

Коэффициент использования реактора достаточно высок и находится на уровне 0,7. Проектный срок эксплуатации реактора 25 лет (до 2017 г. включительно).  Однако проведенное совершенствование различных технологических систем реактора,  а также результаты расчетно-экспериментальных исследований позволяют говорить о возможности его дальнейшей эксплуатации за пределами проектного срока.

В настоящее время ведется работа по расширению экспериментальных возможностей реактора с целью обеспечение возможности проведения длительных облучений образцов материалов ЯЭУ больших размеров. С этой целью было уменьшено количество топлива в активной зоне, за счет увеличения на 20%  содержания урана-235  в существующих твэлах. На 2012-2014  гг. запланированы работы по замене центральной зоны реактора.

По мнению специалистов перевод реактора на использование низкообогащенного топлива с сохранением его технических характеристик невозможен вследствие его конструктивных особенностей.10

 

 

1.3 РБТ-6 и РБТ-10/2 (НИИАР)

 

Исследовательские реакторы РБТ-6 и РБТ-10/2 бассейнового типа созданы как источники нейтронов для облучения материалов с целью исследования изменений их свойств, а также для получения радионуклидных источников или материалов с требуемыми свойствами. Реакторы используются для исследований, не требующих большого темпа набора флюенса нейтронов, но с возможностью проведения долговременных экспериментов при высокой стабильности параметров.

Активная зона реактора РБТ-6 состоит из 56 отработавших ТВС реактора СМ-3. Среднее выгорание загружаемых ТВС не менее 35%, а выгорание выгружаемых ТВС не менее 50%. Масса U235 в активной зоне на начало кампании составляет 32-34 кг. Средняя продолжительность кампании 40 суток.

В активную зону реактора РБТ-10/2 загружается 78 отработавших ТВС реактора СМ-3. Активную зону набирают в основном из ТВС, с выгоранием 10÷30%, но не более 50%  выгорания по U235. Среднее выгорание выгружаемых ТВС 37- 39%. В качестве замедлителя используется дистиллят, а в качестве отражателя – дистиллят и двенадцать бериллиевых кассет по углам активной зоны. Общая масса U235 в зоне на начало компании составляет 44-46 кг. Длительность компании 60 суток. Реактор РБТ-10/2 в настоящее время эксплуатируется на мощности 7 МВт, с коэффициентом использования 0,6-0,7.

Предполагалось, что реактор РБТ-6 будет окончательно остановлен в 2009 г., а РБТ-10/2 в 2012 г. Однако результаты обследований и оценки фактического состояния реакторов дали основания для возможности их дальнейшей эксплуатации до 2020 г. включительно.

По мнению экспертов, конвертировать реакторы на низко-обогащенное топливо невозможно.11 Однако оба реактора могут работать и на свежем топливе,  а конструкция топливных элементов не исключает использование топливной композиции более высокой плотности. Поэтому принципиальная возможность конверсии имеется.  С другой стороны,  если реактор СМ-3  будет работать до 2017  г.,  тогда перевод РБТ-6 и РБТ-10/2 на низкообогащенное топливо представляется нецелесообразным по экономическим соображениям.

 

 

1.4 МИР-М1 (НИИАР)

 

Реактор бассейнового типа мощностью в 100 МВт предназначен для испытаний ТВС,  фрагментов ТВС и отдельных твэлов атомных электрических станций в режимах их нормальной эксплуатации, режимах с нарушением и в аварийных условиях. Реактор применяется и для накопления изотопов.

Активная зона реактора, размещенная в бассейне с водой и набранная из шестигранных бериллиевых блоков,  содержит от 48  до 58  ТВС. Каждая рабочая  ТВС состоит из 4-х коаксиальных кольцевых твэлов с высотой активной части 1 м. Охлаждение ТВС осуществляется циркулирующей водой. Топливная композиция – диоксид урана 90%  обогащения, диспергированный в алюминиевой матрице. Так как свежая ТВС содержит 356 г U235, то полная масса U235 в активной зоне при загрузке 58 ТВС равна 20,6 кг. Среднее выгорание выгружаемых ТВС 55-60%. Временной коэффициент использования реактора в последние годы находился на уровне 0,6. Потребление урана в год достигает 39.1 кг.12

На основании результатов комплексного обследования систем и оборудования реакторной установки, проведенного в 2001-2003 гг., в 2004 г. было утверждено решение о продлении срока эксплуатации ИР МИР-М1 до 2017 г. при условии реализации программы усовершенствования реакторной установки.  Программа предусматривает модернизацию систем и оборудования без длительных остановок на выполнение работ,  обеспечивая при этом временной коэффициент использования реактора в течение года около 60%.13 В соответствии с российско-американским соглашением о проведении предварительного исследования о возможности конверсии шести российских ИР изучается возможность перевода реактора МИР-М1  на низко-обогащенное топливо.  Предварительный анализ показывает, что такая возможность существует в случае разработки 6-ти трубчатой коаксиальной ТВС, с топливной композицией из диоксида урана 19,7%  обогащения, диспергированного в алюминиевой матрице или урана 19,7% обогащения, диспергированного в молибдене.14

 

 

1.5 ИБР-2М (ОИЯИ)

 

Исследовательский реактор ИБР-2, средней мощностью 2  МВт,  являлся импульсным реактором периодического действия на быстрых нейтронах с жидкометаллическим натриевым теплоносителем.15 Реактор использовался главным образом для пучковых исследований в области физики конденсированных сред, биологии,  химии и материаловедения. В период с 2004 по 2011 гг. реакторная установка была подвергнута модернизации. С учетом опыта эксплуатации реактора и проведения физических исследований был предложен и реализован ряд новых технических решений,  заметно улучшающих эксплуатационные и физические характеристики реактора. Плотность нейтронного потока в центре зоны достигает 1017 n/см2сек. В июне 2011 г. состоялся запуск модернизированного реактора, получившего название ИБР-2М.

Активная зона реактора ИБР-2М состоит из 69 ТВС, в качестве топливной композиции используется диоксид плутония с общей массой 82,5 кг. При режиме работы в 2500 часов в год время использования зоны составляет около 20 лет. Уникальная конструкции реактора,  рекордно высокая плотность нейтронного потока, недавно проведенная реконструкция и длительное использование активной зоны без перегрузки (20 лет) с большой вероятностью исключают данный реактор из списка потенциальных кандидатов на конверсию.

 

 

 

1.6 ВВР-М (ПИЯФ)

 

Пуск реактора бассейнового типа ВВР-М с тепловой мощностью 18 МВт состоялся в конце 1959 г. На реакторе проводятся исследования по ядерной физике, физике конденсированного состояния,  радиационного материаловедения,  радиобиологии,  а также производится наработка радионуклидов для медицинских целей и промышленных предприятий.  Системы реактора подвергались постоянной модернизации.

Активная зона с бериллиевым отражателем содержит 145 ТВС трубчатого типа ВВР-М5.  Топливной композицией является диоксид урана 90%  обогащения, диспергированный в алюминиевой матрице. Каждая ТВС содержит 74 г урана, общая масса урана в зоне 10,73  кг.  Продолжительность работы реактора на мощности достигает 3000  часов в год.16 Продолжительность одного рабочего цикла составляет 35  дней,  из которых 21  день работает на мощности 18 МВт.  Выгорание выгружаемого топлива 29%.  Годовая потребность в U235,  в случае осуществления за год 10 рабочих циклов, составляет 13 кг.

ТВС типа ВВР-М5  производятся также с обогащением 36%. Однако проведенное исследование показало, что при переводе реактора ВВР-М на низкообогащенное топливо его эксплуатационные характеристики деградируют. Сохранение этих характеристик требует использования топлива с плотностью урана 8,5 г/см3,  однако в настоящее время топлива с такой плотностью не производится.17 С учетом того,  что разработка,  испытание и лицензирование нового топлива потребует несколько лет, а реактор имеет достаточно преклонный возраст, целесообразность его перевода на низкообогащенное топливо не очевидна.

 

 

1.7 ИР-8 (КИ)

 

Исследовательский реактор ИР-8 является реактором бассейнового типа мощностью 8 МВт с использованием обычной воды в качестве замедлителя, теплоносителя и верхней защиты и отражателем нейтронов, собранным из бериллиевых блоков. Реактор обладает экспериментальными возможностями для проведения фундаментальных и прикладных исследований в области ядерной физики, физики твёрдого тела и сверхпроводимости, наноматериалов и нанотехнологий,  радиационной химии,  радиобиологии,  радиационного материаловедения, испытаний образцов топливных композиций для перспективных энергетических реакторных установок, а также для производства различных радиоизотопов.