Программа снижения обогащения для исследовательских и испытательных реакторов

№	Название	Год старта/  модернизации	Масса U235 в  АЗ, кг	Обогащение	Годовое потребление  U235, кг (оценка)
1	Аргус	1981,00	1,7127	90%	-
2	ИР-8	1964/81	4,828	90%	2,20
3	Гидра	1972	3,229	90%	-
4	ОР	1954/89	3,830	36%	0,08
5	Барс – 4	1982	25031	90%	-
6	ИБР-2М	1984/2011	82,5032	90%	-
7	ВВР-М2	1959	13,433	90% (36%)34	13
8	СМ-3	1961/92	36 (23)35	90%	79
9	РБТ-6	1975	34	90%	-
10	РБТ-10-2	1984	44 (18.4-50.7)36	90%	-
11	МИР-М1	1966/75	17,9537	90%	39,1
12	Бор-60	1969	55-9038	UO2 -90%, PuO2	39
13	ИВВ-2М	1966/82	10,5039	90%	9,6
14	ИРТ-Т	1967/84	8,8040	90%	2,2
15	ВВР-Ц	1964	7,6041	36%	8,1
16	ПИК	2012	102,0042	90%	83
17	ИРТ	1967	5,1543	90%	0,25
18	ИРВ-М2	1974/2006	4,8344	36%	0,83

 

Приведенные в этой таблице данные показывают, что общее количество U235 в активных зонах всех восемнадцати реакторов достигает 720 кг,  а годовая потребность в нем оценивается в 276 кг. При этом более 90% от потребности приходится на семь реакторов - ИБР-2М, СМ-3, РБТ-6, РБТ-10/2, Мир-М1, Бор-60, ПИК.

Данные цифры по существу характеризуют отношение России к проблеме перевода своих ИР на низкообогащенное топливо.  Если бы решение этой проблемы имело высокий приоритет,  семь реакторов из вышеприведенного перечня должны были бы стать первыми объектами на конвертирование. Однако, как отмечалось выше,  из этих семи реакторов,  только в отношении реактора МИР-М1  проводится изучение возможности его перевода на низкообогащенное топливо и предварительный анализ показывает,  что такая возможность не исключается. Тем не менее, в осуществляемой в настоящее время программе модернизации этого реактора возможность его перевода на низкообогащенное топливо не рассматривается.45 Дополнительным показателем отношения России к данной проблеме может служить и российско-американское соглашение по техническому обоснованию возможной конверсии шести российских реакторов. Из этого списка только конверсия реактора МИР-М1 могла бы внести существенный вклад в снижение использования ВОУ в топливе ИР, так как реактор достаточно интенсивно используется и его годовое потребление U235 составляет 39  кг.  Для остальных пяти реакторов временной коэффициент использования не превышает 50%, более того для реакторов Аргус, ОР и ИРТ он немногим больше 10%, а годовое потребление U235 всеми пятью реакторами не превышает 5 кг. Очевидно, все это свидетельствует о низком приоритете, придаваемом в России, задаче перевода ИР на низкообогащенное топливо.

Отсутствие интереса в России к конверсии собственных исследовательских реакторов может быть объяснено рядом взаимосвязанных причин. Как следует из таблицы 2 четырнадцать из восемнадцати ИР находятся в эксплуатации более 30 лет, и, как результат, у значительной части ИР временной коэффициент использования чрезвычайно низок. В последние годы только немногим более одной трети российских реакторов используются более половины календарного времени,  а треть от общего количества ИР работали менее 10%  календарного времени.  Принимая во внимание экономические затраты связанные с разработкой, тестированием и приобретением низкообогащенного топлива, организации-владельцы реакторов не заинтересованы в конверсии реакторов,  срок эксплуатации которых приближается к проектному, и которые практически не используются.

Другая причина связана с тем, что ИР являются основным инструментом решения задач, поставщиком которых является ядерная энергетика. В России,  в отличии от США, принят ряд государственных программ по развитию ядерной энергетики,  которыми предусмотрено создание новых типов энергетических реакторов,  включая реакторы на быстрых нейтронах.  По мнению специалистов,  разработка энергетических реакторов на быстрых нейтронах не может быть обеспечена исключительно использованием вычислительных методов и потребует проведения исследований на высоко-поточных ИР с плотностью нейтронного потока порядка 1016 n/см2*с.46 По этой причине новый многоцелевой быстрый исследовательский реактор МБИР, пуск в эксплуатацию которого

намечен на 2019,  будет работать на высокообогащенном топливе. К существующим реакторам,  способным обеспечить близкие к этой величине значения плотности нейтронного потока относятся Бор-60, СМ-3, РБТ-6, РБТ-10/2, Мир–М1,  ПИК,  ИБР-2М, ВВР-М,  ИР-8,  ИВВ-2М работающие на высокообогащенном топливе. Проведение конверсии реакторов, обладающих уникальными характеристиками и занимающих наиболее значимое место среди всех объектов экспериментальной базы, потребует не только разработки и тестирования низкообогащенного топлива, но и реконструкции активной зоны, что по существу означает создание новых реакторов. Это работа потребовала бы времени и значительных финансовых затрат, и могла бы отрицательно сказаться на реализации принятых программ развития ядерной энергетики.

Наконец существует также мнение,  что в контексте нераспространения,  конверсия ИР для России не является столь актуальной задачей как для других стран, поскольку она является ядерной державой.

Отсутствие в России правительственной программы конверсии собственных исследовательских реакторов,  объясняется вероятно совокупностью этих факторов.  Без такой программы,  поддержанной федеральным финансированием, невозможно рассчитывать на интерес организаций-владельцев реакторов к данной проблеме.

Низкий интерес к конверсии собственных исследовательских реакторов однако не уменьшает интереса Росатома к программе RRRFR.  Программа является примером успешного российско-американского сотрудничества и российские специалисты хотели бы включения в программу отработавшего высокообогащенного уранового топлива,  накопленного на российских ИР.  В хранилищах ОЯТ исследовательских реакторов накоплено около 14 тыс. отработавших ТВС и твэлов различного типа, с содержанием высокообогащенного урана в несколько тонн. Наибольшее количество ОЯТ,  около 80% , хранится на двух предприятиях — ФЭИ и НИИАР.47 В настоящее время Росатом осуществляет сбор и обобщение необходимой информации для принятия решений по включению в программу RRRFR ОЯТ российских ИР.

 

Заключение

 

В заключение необходимо отметить,  что Россия,  поддержав заключительное коммюнике саммита по ядерной безопасности, состоявшегося в апреле 2010 г. в Вашингтоне, признает актуальность задачи минимизации использования высокообогащенного урана и перевода ИР с использования высокообогащенного топлива на низкообогащенное. В этой связи представляется, что России целесообразно разработать и принять правительственную программу, основной задачей которой бы являлось поддержание и развитие своего парка исследовательских ядерных установок, способных не только обеспечивать решение задач развития ядерной энергетики и оборонной тематики,  но и соответствовать ее международным обязательствам.

Представляется,  что одним из направлений этой программы могло бы стать проведение ревизии всех российских исследовательских ядерных установок.  Это дало бы возможность определить те установки, эксплуатация которых нецелесообразна по возрастным признакам и/или из-за отсутствия для них задач, а также принять решение о создании новых установок, способных обеспечить необходимую экспериментальную базу для решения задач развития ядерной энергетики и отвечающих современным требованиям ядерной безопасности и нераспространения.

Подобная программа обязательно должна определять также и источники финансирования,  необходимые для вывода из эксплуатации ненужных исследовательских ядерных установок, конверсию тех ИЯУ для которых это будет технически возможным и экономически оправданным,  а также создание новых установок.  Принятие подобной правительственной программы однозначно свидетельствовало бы о том, что Россия, наряду с другими странами, также работает в направлении минимизации использования ВОУ в гражданском секторе.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Список источников

 

1 Аксенов В.Л., Архангельский Н.В., Лопаткин А.В., Третьяков И.Т. «Исследовательские реакторы: кризис или смена вех?», доклад на международной научно-технической конференции «Исследовательские реакторы в 21 веке», 20-23 июня 2006 г, Москва.

2 IAEA Research Reactors Database, http://nucleus.iaea.org/RRDB/RR/ReactorSearch.aspx?filter=0

3 “Research Reactors: Purpose and Future”, IAEA Report,

http://www.iaea.org/OurWork/ST/NE/NEFW/Technical_Areas/RRS/documents/RR_Purpose_and_Future_BODY.pdf

4 Высокобогащенным ураном считается уран в котором концентрация изотопа U235 превышает 20%.

5 N.V. Arhangelskiy, “Problems of Research Reactors conversion from HEU to LEU. History and perspective”, Russian-American Symposium on the Conversion of Research Reactors to LEU Moscow, 8 June, 2011.

6 Аден В.Г., Карташев Е.Ф., Лукичев В.А., Лавренюк П.И., Троянов В.М. , Енин А.А., Ткачев А.А., Ватулин А.В., Добрикова И.В., Супрун В.Б. «Российская программа снижения обогащения топлива в исследовательских реакторах.  Состояние и перспективы», международная научно-техническая конференция «Исследовательские реакторы в XXI веке», Москва, 20-23 июня 2006 г.

7 «Шесть российских реакторов будут переведены на низкообогащенное топливо», Nuclear Ru,  07.12.2010, http://www.nuclear.ru/rus/press/other_news/2118672/

8 Голованов В.Н., Ефимов В.Н., Клинов А.В., .Махин В.М. «Исследовательские реакторы ГНЦ РФ НИИАР:  основные результаты эксплуатации и применения. Предложения по использованию для развития ядерных технологий 21  века»,  международная научно -техническая конференция «Исследовательские реакторы в XXI веке», Москва, 20-23 июня 2006 г.

9 А.И. Звир, Ю.А. Краснов, А.П. Малков, А.Л. Петелин, М.Н. Святкин, С.И. Чекалкин, «Перевод реактора СМ на новое топливо в процессе текущей эксплуатации», 13-е ежегодное российское совещание «Безопасность исследовательских ядерных установок»,  Димитровград, 23-27  мая,  2011 г.

10 V. Ivanov  “Research reactors in  Russia. Status and prospects for reducing the fuel enrichment”, Washington, 2010.

11 V. Ivanov,  “Research reactors in Russia. Status and prospects for reducing the fuel enrichment”,  Washington, 2010.

12 I.T. Tretiyakov, “Modification of the reactors cores”, presentation at the Russian-American Symposium on Conversion of the Research Reactors to LEU Fuel, Moscow, June 8-10, 2011.

13 А.Л. Ижутов, В.А. Овчинников, С.В.Романовский, В.А. Свистунов, М.Н. Святкин, «Продление срока эксплуатации и перспективы использования петлевого исследовательского реактора МИР», 13-е ежегодное российское совещание «Безопасность исследовательских ядерных установок», Димитровград, 23-27 мая, 2011 г.

14 V.A.Starkov, “The Status of Testing LEU U-Mo Full Size IRT Type Fuel Elements and MiniElements in the MIR Reactor”, Progress, Challenges, and Opportunities for Converting U.S. and Russian Research Reactors: A Workshop Report, the National Academies Press, Washington D.C., 2012.

15Аксенов В.Л., Ананьев В.Д., Виноградов А.В., Шабалин Е.П.,Третьяков И.Т. «Модернизация импульсного реактора ИБР-2», Международная научно-техническая конференция «Исследовательские реакторы в XXI веке», Москва, 20-23 июня 2006 г.

16 Алехин А.И., Коноплев К.А., Орлов С.П., Пикулик Р.Г., «46-летний опыт эксплуатации реактора ВВР-М ПИЯФ РАН», Международная научно-техническая конференция «Исследовательские реакторы в XXI веке», Москва, 20-23 июня 2006 г.

17  I.T. Tretiyakov, “Modification of the reactors cores”, presentation at the Russian-American Symposium on Conversion of the Research Reactors to LEU Fuel, Moscow, June 8-10, 2011.

18 V. Nasonov, “Conversion of IR-8 reactor”,  presentation at the  Russian-American Symposium on  Conversion of the Research Reactors to LEU Fuel, Moscow, June 8-10, 2011.

19 «Энергетический пуск исследовательского реактора ПИК может состояться в 2014  г.», Nuclear Ru, 6 июня 2012 г., http://www.nuclear.ru/rus/press/other_news/2126561/

20 Захаров А.С., Коноплев К.А., Пикулик Р.Г., Смольский С.Л., Сушков П.А., «Исследование пусковых активных зон реактора ПИК на полномасштабном критстенде», Международная научно-техническая конференция «Исследовательские реакторы в XXI веке»,  Москва, 20-23 июня 2006 г.

21 Святкин М.Н., Федулин В.Н., Гатауллин Н.Г., Виноградов М.К., «Анализ эксплуатации исследовательских ядерных установок России за 2006-2010 годы», Центр сбора и анализа информации по безопасности исследовательских ядерных установок (ЦАИ ИЯУ); http://safety.niiar.ru/file/doklad4.doc

22 Yu. A. Tsibulnikov, presentation at the  Russian-American Symposium  on Conversion of the Research Reactors to LEU Fuel, Moscow, June 8-10, 2011.

23 А.А.Портнов , «Итоги эксплуатации ИРТ МИФИ В 2008 году», доклад на совещании «Безопасность исследовательских ядерных установок», Димитровград, май 2009 г.

24 I.T. Tretiyakov, “Modification of the reactors cores”, presentation at the Russian-American Symposium on Conversion of the Research Reactors to LEU Fuel, Moscow, June 8-10, 2011.

25 E.F. Krychkov, “Problems of IRT MEPhi reactor conversion”, presentation at the Russian-American Symposium on Conversion of the Research Reactors to LEU Fuel, Moscow, June 8-10, 2011.

26 А.М.  Членов,  Д.И.  Маркитан В.И.  Трушкин,  В.В.  Лемехов, «Реконструкция исследовательского бассейнового реактора ИРВ-М1»,  Международная научно-техническая конференция «Исследовательские реакторы в XXI веке», Москва, 20-23 июня 2006 г.