Программа снижения обогащения для исследовательских и испытательных реакторов

Активная зона реактора ИР-8  состоит из шестнадцати шести– и четырех–трубных ТВС квадратного сечения ИРТ-3М. В качестве топлива может использоваться либо металлокерамика, либо уран-молибденовый сплав. Содержание урана 90%  обогащения в ТВС составляет 352, 309 и 235  граммов для восьми–, шести–, и четырех–трубных ТВС соответственно. Масса U235 в активной зоне со “свежими”  ТВС составляет 4,35  кг,  средняя глубина выгорания выгружаемых ТВС - 45%.18 Продолжительность одного рабочего цикла составляет 41,7 суток, за это время вырабатывается 250  МВт-дней энергии.  В год осуществляется 4 цикла с общей продолжительностью работы на мощности 4000  часов.  Расход ТВС за год составляет 8 штук, или 2,2 кг U235.

Данный реактор входит в число шести ИР, в отношении которых проводится предварительное исследование о возможности конверсии в соответствии с российско-американским соглашением. Перспективы конверсии данного реактора во многом определятся возможностью поддержания нейтронного потока на уровне 1014 n/см2сек без существенного увеличения мощности. Начальная стадия проведенных исследований не исключает возможность работы этого реактора на уран-молибденовой дисперсионной топливной композиции с обогащением урана 19,7%.

 

 

1.8 ИВВ-2М (НИКИЭТ)

 

На высокопоточном ИР ИВВ-2М бассейнового типа с тепловой мощностью 15 МВт проводятся исследования топливных материалов и твэлов. В 1996-2006 гг. проведены работы по увеличению срока эксплуатации реактора до 2025 г.

Активная зона реактора формируется из 42  трубчатых ТВС гексагональной формы.  В качестве топливной композиции используется диоксид урана 90%  обогащения, диспергированый в алюминиевой матрице.  Общая масса U235 в активной зоне 6,76 кг. Временной режим использования реакторной установки достаточно высок и достигает 85%. Предполагая глубину выгорания выгружаемого топлива равной 45%, получаем для этого реактора 9,6 кг в качестве оценки годовой потребности U235.

Начальное исследование в отношении конверсии реактора на низко обогащенное топливо показало,  что использование дисперсионного топлива с ураном 19,7 % обогащения и плотностью 6,5 г/см3 не должно вести к ухудшению характеристик реактора. Однако будет ли производство такого топлива экономически оправданным пока не ясно.  С учетом этого обстоятельства и возможного срока вывода реактора из эксплуатации (через 10-12 лет), а также времени необходимого для разработки и тестирования новых ТВС с низко-обогащенным ураном,  целесообразность конверсии этого реактора не представляется очевидной.

 

 

1.9 ПИК (ПИЯФ)

 

Физический пуск высокопоточного пучкового исследовательского реактора с тепловой мощностью 100  МВт состоялся в 2011 г.,  а энергетический пуск запланирован на 2014 г.19 Реактор ПИК предназначен для проведения исследовательских работ в области ядерной физики, физики слабого взаимодействия, физики конденсированного состояния, структурной и радиационной биологии и биофизики, радиационной физики и химии,  а также для решения прикладных технических задач.

Активная зона реактора объемом около 50 л состоит из 18 ТВС, отличающихся составом и формой и помещена в тяжеловодный отражатель.20 Двенадцать ТВС имеют поперечное сечение в форме неправильного шестигранника и содержат по 241 крестообразных стержневых твэлов. Шесть квадратных ТВС содержат 161 твэл. В реакторе ПИК использованы твэлы реактора СМ, с увеличенной до 500 мм длиной топливной части. В качестве топливной композиции используется диоксид урана 90%  обогащения, диспергированный в медно-бериллиевую матрицу. Плотность урана в матрице 1,5 г/см3. Общая масса урана в активной зоне оценивается на уровне 23,5 кг.

Для оценки годового потребления U235 данным реактором предположим, что на мощности реактор будет работать 250 дней в году, а среднее выгорание выгружаемых ТВС будет на уровне 30%.  При этих предположениях годовая потребность U235 составит 83 кг.

Перспектива перевода на низко-обогащенное топливо реактора с рекордными параметрами, строительство которого с перерывами осуществляется с 1979 г. и для которого наконец-то начался процесс ввода в эксплуатацию,  в настоящее время, маловероятна.

 

 

1.10 ВВР-Ц (НИФХИ)

 

ВВР-Ц представляет собой гетерогенный,  водо-водяной реактор бассейнового  типа с тепловой мощностью 15 МВт. Он предназначен для проведения широкого круга работ в области радиационной химии, структурных и материаловедческих исследований,  активационного анализа.  С 1980  г.  на базе реактора действует и развивается производство радионуклидов медицинского назначения, нейтронного легирования полупроводников и радиационного модифицирования минералов.

Активная зона реактора набирается из 70  ТВС типа ВВР-Ц гексагональной формы, состоящей из трех или пяти трубчатых твэлов. Топливная композиция – диоксид урана 36% обогащения в алюминиевой матрице. Пятитвэльная ТВС содержит 103 г,  трехввэльная – 89  г U235.  Годовое потребление U235,  с учетом того, что реактор работает на мощности 13 МВт и в предположении длительности работы в 250 дней, составляет 8,1 кг.

Конструкция данного реактора подобна казахстанскому реактору ВВР-К,  для которого разработано топливо с обогащением 19,7%.  В настоящее время топливные сборки типа ВВР-КН,  изготовленные на Новосибирском заводе химконцентратов, проходят заключительные испытания. Перевод реактора ВВР-К на новые ТВС не ухудшает его рабочих параметров. Следовательно,  реактор ВВР-Ц также может быть переведен на топливо с 19,7 %  обогащением,  и поскольку в настоящее время идет планомерная и последовательная модернизация реактора, нацеленная на создание на базе ВВР-Ц нового реактора ИВВ-10, перевод на низко-обогащенное топливо был бы целесообразен.

 

 

1.11 АРГУС (КИ)

 

Водо-водяной растворный реактор «Аргус»  с тепловой мощностью 20 КВт используется для нейтронной радиографии, нейтронного активационного анализа и для производства медицинских изотопов.

Активная зона этого реактора объемом 22 литра заполнена водным раствором уранил-сульфата (UO2SO4). Обогащение урана 90%, масса урана – 1,71 кг.

Реактор относится к числу тех реакторов, которые в 2006-2010 гг. находились в работе менее 10% календарного времени.21

Реактор «Аргус» входит в число шести ИР о проведении предварительного исследования о возможности конверсии в соответствии с российско-американским соглашением. В настоящее время заканчивается подготовительная работа по переводу реактора на низкообогащенное топливо. Ожидается, что эта работа будет завершена в 2014 г.

 

 

1.12 ОР (КИ)

 

Корпусной водо-водяной реактор ОР с тепловой мощностью 300  кВт предназначен для научных и прикладных исследований в области противорадиационных защит и радиационной стойкости аппаратуры.

Активная зона реактора формируется из 25 ТВС типа С-36. Обогащение урана 36%, общая масса урана в зоне 3,8 кг. Годовая потребность в U235 при работе на мощности 2000 часов в год оценивается в 0,08 кг.

Реактор ОР входит в число шести ИР в отношении которых изучается возможность конверсии в соответствии с российско-американским соглашением.

 

 

1.13 ГИДРА (КИ)

 

Растворный импульсный самогасящийся реактор «Гидра»  с энергией в импульсе 30 МДж используется для испытания твэлов ЯРД-ЯЭДУ и других типов, а также для производства короткоживущих радионуклидов.

Активная зона представляет водный раствор уранил-сульфата (UO2SO4)  объемом 40  литров.  Обогащение урана 90%,  масса урана-235  – 3,2  кг.  В период 2006-2010 гг. реактор находился в работе менее 10% календарного времени.

 

 

1.14 ИРТ-Т (ТПУ)

 

Исследовательский ядерный реактор бассейнового типа ИРТ-Т имеет мощность 6  МВт.  Реактор используется для подготовки специалистов в области разработки и эксплуатации ядерных установок, а также для решения научных и практических задач в области ядерной физики,  нейтронно-активационного анализа, радиационной физики и химии, ядерной медицины. Реактор используется также для выполнения заказов по легированию кремния,  доход от выполнения которых составляет значительную часть средств,  необходимых для поддержания нормальной работы реакторной установки. С момента пуска в 1967 г. реактор был подвергнут нескольким реконструкциям, его первоначальная мощность была увеличена с 2 МВт до 6 МВт. В результате реконструкций

реактор имеет разрешенный срок эксплуатации до 2034 г. В настоящее время имеются планы перевода реактора на мощность 12 МВт.

Первоначально активная зона загружалась ТВС ЭК-10  с 10%  обогащением по U235. После проведенной реконструкции активной зоны в 1971 г. стали использоваться ТВС ИРТ-2М, а с 1979 г. — ТВС ИРТ-3М с 90% обогащением по U235 и бериллиевым отражателем. В настоящее время активная зона формируется из восьми шести-трубных и двенадцати восьми-трубных ТВС содержащих 309 г и 352 г U235 соответственно. Общая масса U235 в активной зоне 6,7 кг. Если среднее время работы реактора на мощности в год составляет 3500 часов, то годовая потребность в U235 составляет 2,2 кг.

Реактор ИРТ-Т входит в число тех шести ИР в отношении которых ведется предварительное исследование о возможности конверсии в соответствии с российско-американским соглашением.  Целесообразно отметить также,  что реконструкция и модернизация реактора ИРТ-Т включена в перечень мероприятий ФЦП «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 г. и на период до 2015 г.». Владелец реактора Томский политехнический университет совместно с Арагонской национальной лабораторией (США) изучают возможность перевода реактора на низкообогащенное топливо. Предварительные результаты показывают,  что переход на низкообогащенное уран-молибденовое топливо приведет к существенному ужесточению нейтронного спектра, что исключает возможность использования реактора для легирования кремния.22

 

 

1.15 ИРТ (МИФИ)

 

Исследовательский реактор ИРТ бассейнового типа имеет мощность 2,5 МВТ и используется в целях проведения научных исследований, обучения студентов и переподготовки специалистов для ведущих научных центров.

Активная зона состоит из шестнадцати ТВС трубчатого типа ИРТ-3М – десяти шести-трубных и шести восьми-трубных. Общая масса U235 в активной зоне – 3,5 кг.23 Время работы реакторы на мощности не превышает 1000 часов в год, поэтому годовая потребность в U235 не превышает 0,25 кг.

Данный реактор также входит в число шести ИР в отношении которых проводится предварительное исследование о возможности конверсии в соответствии с российско-американским соглашением.  Результаты начального этапа исследования показывают,  что хотя ряд характеристик реактора ухудшаются,  возможен его перевод на использование ТВС ИРТ-4М с обогащением 19,7%  по U235.24 Однако это потребует реконструкции реактора, которая запланирована в ФЦП «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 г. и на период до 2015 г.».25

 

 

1.16 БАРС-4 (НИИП)

 

Быстрый двухзонный исследовательский самогасящийся реактор Барс-4 (Барс — быстрый атомный реактор самогасящийся) с металлической активной зоной используется как интенсивный источник гамма- и нейтронного излучения для исследований радиационной стойкости радиоэлектронной аппаратуры и компонентов ядерного оружия.  Средняя мощность реактора 1 КВт,  пиковая мощность в импульсе 1,4 108 КВт, энергия в импульсе 4 МДж.

Активная зона реактора формируется из 20 ТВС типа Р-56, топливная композиция представляет сплав урана 90% обогащения с молибденом. Масса активной зоны 250 кг.  Согласно техническому регламенту реактор может производить не более одного импульса в сутки.

Режим работы данного реактора делает задачу его перевода на низкообогащенное топливо неактуальной и в настоящее время не рассматривается.

 

 

1.17 ИРВ-М2 (НИИП)

 

Реактор бассейнового типа ИРВ-М1 мощностью 2,0 МВт был создан для проведения исследований в области радиационной стойкости материалов,  изделий электронной техники,  электротехники.  Конструкция отражателя и экспериментальных каналов обеспечивают формирование потоков нейтронов с жестким спектром,  необходимым для выполнения поставленных перед реактором задач.  С 1991 г. по настоящее время идет реконструкция реактора,  его мощность будет доведена до 4  МВт, и реактор получил новое обозначение ИРВ-М2.26

Активная зона реактора состоит из 21 ТВС трубчатого типа ИРТ-2М. Используются четырехтвэльные и трехтвэльные ТВС. Топливная композиция представляет металлокерамику с использованием урана 36%  обогащения. Масса U235 в четырехтвэльной ТВС равна 230 г, в трехтвельной – 198 г. Общая масса U235 в активной зоне 4,5 кг. При продолжительности работы на мощности 2000 часов в год, потребление U235 составит 0,83 кг.

С учетом того,  что активная зона реактора относительно недавно прошла модернизацию и реконструкцию, представляется маловероятным, что в ближайшее время будет инициирована работа по переводу реактора на низкообогащенное топливо.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

2 Перспективы конверсии российских исследовательских реакторов

 

Приведенный выше обзор показывает, что круг научно-технических и практических задач, решаемых с помощью исследовательских реакторов чрезвычайно широк.  К ним в первую очередь относятся проведение фундаментальных исследований,  развитие ядерной энергетики,  а также производство материалов для электроники и медицинских изотопов. Широкий перечень решаемых задач обусловил разнообразие типов реакторов и их технических характеристик. ИР различаются конструкцией активной зоны, выделяемой тепловой мощностью, режимом работы, системой охлаждения, материалами замедлителей и отражателей, количеством и обогащением используемого топлива.

Информация о массе U235, находящегося в активных зонах каждого из этих реакторов, также как оценка в его годовой потребности приводится в Таблице 2.

 

Таблица 2 – Список российских ИР, работающих на высокообогащенном урановом топливе