КОНЦЕПЦИЯ

Российской Федерации
по обращению с плутонием, высвобождаемым в ходе ядерного разоружения

Об авторах | Содержание | Часть 1 | Часть 2 | Часть 3 | Заключение | Приложение

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.

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:

    1. быстрые реакторы типа БН;

    2. 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
продолжение документа