Законодательное собрание свердловской области

Вид материала

Содержание

2003 (9 месяцев)
Некоторые аспекты политики Минатома России
Безопасность использования смешанного оксидного топлива
Перспективы безопасной утилизации плутония в виде МОКС-топлива на Белоярской АЭС
Изотопы плутония на Среднем Урале

Подобный материал:

1 2 3

Выработка электро- и теплоэнергии

в Свердловской области за 2001-2003 годы

(подготовлено по материалам Свердловского облкомстата)

После некоторого спада выработки электроэнергии в 2002 году (98,8% к уровню 2001 года) ее производство в 2003 году вновь стало расти с темпом 106,8% (за 9 месяцев 2003 года). Рост достигнут за счет увеличения выработки на ГРЭС. В атомной энергетике такой позитивной перемены не наблюдается: здесь производство продолжает сокращаться c темпом 96,8% в 2002 году и 94,7% в январе-сентябре 2003 года. Это приводит к сокращению доли электроэнергии, выработанной на АЭС. В 2001 году здесь вырабатывалось 9,7% общей выработки электроэнергии в области, в 2002 – 9,5%, за 9 месяцев 2003 года этот показатель еще ниже – 9,1%. В то же время на АЭС наблюдаются высокие темпы роста производства теплоэнергии: 122,2% в 2002 году и 107,1% за 9 месяцев 2003 года. Удельный вес теплоэнергии, выработанной на АЭС, в общем ее производстве увеличился с 0,6% в 2001 году до 0.7% в 2002 и 0,8% в январе-сентябре текущего года.

Выработано всего	2001	2002	2003 (9 месяцев)
			Всего	% к 9 мес.2002 г.
Электроэнергии, млн. кВт-час в т.ч. на АЭС Теплоэнергии, тыс. Гкал в т.ч. на АЭС	43219,4 4199,3 63841,3 376,9	42717,3 4065,8 63914,5 460,7	32381,4 2942,9 41722,3 330,7	106,8 94,7 99,4 107,1

Утилизация плутония: проблемы и решения

(По материалам сборника докладов IV Международной радиоэкологической конференции: Россия, Красноярск, 5-10 июня 2000 года)

Некоторые аспекты политики Минатома России

в области обращения с плутонием

В.В. Шидловский, Л.И. Петрова. Департамент ядерно-топливного цикла, Министерство Российской Федерации по атомной энергии, г. Москва, Россия

Плутоний, как и некоторые другие ядерные материалы, может применяться как для энергетических, так и для военных целей.

Плутоний, полученный из топлива АЭС, обычно называют высокофоновым, "гражданским" или энергетическим. Плутоний, наработанный в специальных оборонных промышленных реакторах, называют оружейным или низкофоновым, т.к. его радиоактивность заметно меньше.

Плутоний в ядерной энергетике

В пользу переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) и использования энергетического потенциала плутония приводятся обычно такие доводы:

плутоний - долгоживущий радиоактивный элемент, который безопаснее
сжечь в реакторе, чем создавать сложные системы для изоляции от
биосферы сотен тонн плутония, оставшегося в ядерном топливе;

плутоний - это ценный энергетический материал, и нецелесообразно
отказываться от его использования в качестве топлива для существующих,
но главное - для будущих атомных электростанций.

Западные государства, ориентирующиеся на переработку ОЯТ, уже используют «гражданский» плутоний в промышленном масштабе. На заводах Франции и Бельгии ежегодно производится около 200 тонн уран-плутониевого топлива. Обычно это уран-плутониевое оксидное топливо (или МОКС-топливо), содержащее ~ 5% энергетического плутония, однородно смешанного с 95% природного или обеднённого урана.

Несмотря на быстрый рост мощностей, количество выделенного плутония постепенно возрастает. По оценкам МАГАТЭ сейчас в хранилищах перерабатывающих заводов находится около 150 тонн энергетического плутония.

По планам Минатома России первым крупным отечественным потребителем плутония должны были стать реакторы на быстрых нейтронах БН-800. Вместе с прекращением государственного финансирования строительства Южно-Уральской АЭС остался недостроенным и завод на ПО <Маяк>, спроектированный для изготовления уран-плутониевого топлива для реакторов БН-600 и БН-800. Сейчас ведется поиск инвестиций для строительства первого блока БН-800 на Белоярской АЭС.

Экономичность использования плутония в атомной энергетике на сегодня остаётся под большим вопросом и в значительной степени зависит от позиции государств в отношении обращения с отработавшим ядерным топливом. Важными факторами, определяющими объёмы производства и потребления МОКС-топлива, являются перспективы строительства новых АЭС и развития атомной энергетики в целом, политика государств в отношении ядерного топливного цикла, результаты поиска альтернативных источников энергии.

Проблема избыточного оружейного плутония

Количество плутония, накопленного в арсеналах России и США, достаточно велико; по западным оценкам на обе державы приходится в сумме примерно 200 тонн оружейного плутония. Это значительно больше, чем у всех остальных ядерных держав вместе взятых. При условии соблюдения паритета в ходе выполнения договоров ОСНВ-1 и ОСНВ-2 планировалось высвободить до 50 тонн плутония в каждой стране. Сегодня становится очевидным, что на первом этапе будет утилизировано несколько меньшее количество оружейного материала.

С точки зрения использования в энергетике оружейный плутоний является более удобным материалом, однако ни в одной стране нет реального опыта его утилизации.

Правительство США выбрало два наиболее приемлемых способа ликвидации избыточного плутония:

часть плутония может быть использована в качестве топлива в реакторах
американских АЭС (имеются технологические разработки и отвечающие
необходимым требованиям безопасности реакторы). Плутоний,
переведённый в форму отработавшего МОКС-топлива, будет находиться
под контролем до окончательного удаления в геологическое хранилище.

из того плутония, который загрязнён примесями и не будет использован в топливе АЭС, следует по специальной технологии изготовить керамические "шайбы", которые поместят в стальной контейнер, зальют расплавом радиоактивного стекла и направят на хранение и последующее захоронение (требуется доработка технологии, создание подземного могильника).

Суммарные затраты по реализации этих подходов оцениваются американской стороной в 2-2,5 млрд. долларов, хотя некоторая часть затрат окупится продажей электроэнергии от сжигания плутония на американских АЭС.

Российская программа утилизации оружейного плутония

Долговременная российская стратегия обращения с делящимися материалами, высвобождаемыми в ходе ядерного разоружения, состоит в экономически эффективном использовании их энергетического потенциала, включая развитие производств и технологий замкнутого топливного цикла с быстрыми реакторами, при соблюдении международных норм безопасности и нераспространения.

Разработанная Минатомом России в 1998 году концепция по обращению с плутонием, высвобождаемым в ходе ядерного разоружения, основывается на решении Российской Федерации о поэтапном изъятии из ядерных военных программ до 50 тонн плутония, как это было объявлено на 41-й Генеральной конференции МАГАТЭ в октябре 1997 года.

Эта цифра уточняется в ходе переговоров и консультаций, которые ведутся, в первую очередь, с правительством США, исходя из паритетности количеств ликвидируемого оружейного плутония в двух странах.

Основным вариантом обращения с высвобождаемым российским оружейным плутонием выбрано его энергетическое использование в действующих российских реакторах ВВЭР-1000 и в реакторах на быстрых нейтронах БОР-60 и БН-600. Для решения задачи необходимо задействовать 4-6 блоков АЭС с реакторами ВВЭР-1000, тогда темпы сжигания оружейного плутония достигнут 2,5-3 тонн в год. Ввод в эксплуатацию реактора БН-800 мог бы значительно упростить задачу.

Вместе с тем, концепция не исключает принципиальной возможности коммерческой поставки за рубеж части этого оружейного плутония в виде топлива для зарубежных АЭС. Естественно, реализация этого подхода возможна только при обеспечении гарантий по нераспространению, требований по безопасности и защите ядерного материала.

Принципиально важным фактором для осуществления планов по крупномасштабному сжиганию на АЭС российского оружейного плутония является международное сотрудничество. Россия вправе рассчитывать на покрытие зарубежными партнерами тех финансовых затрат, которые будут связаны с вовлечением больших количеств плутония в атомную энергетику России.

Предварительный график реализации отдельных задач показывает, что до 2006 года необходимо в основном закончить этап НИОКР и демонстрационных испытаний, чтобы в 2007-2008 г.г. перейти к промышленной фазе работ. По оценкам наших специалистов общий уровень затрат на утилизацию высвобождаемого из арсеналов российского оружейного плутония составляет примерно 1,5 млрд. долларов. Выход плутониевого топлива на международный рынок позволил бы скомпенсировать часть этих расходов.

Большая часть перечисленных задач решается при активном сотрудничестве предприятий и организаций Минатома России с правительственными организациями США, Франции, Германии и других стран.

Безопасность использования смешанного оксидного топлива

в реакторах типа ВЭР-1000: обзор

Эдвин Лайман, Институт ядерного контроля, Вашингтон, США

Введение

Соединённые Штаты и Россия вступили в заключительный этап переговоров по соглашению, согласно которому будут установлены рамки утилизации каждой стороной около 34 тонн плутония, выведенного из программ ядерного оружия. По заявлению правительства США в соглашении оговаривается, что 25 тонн оружейного плутония в США и 33 тонны оружейного плутония в России будут интегрированы в смешанное оксидное (МОКС) топливо с последующим сжиганием в имеющихся ядерных реакторах. МОКС-топливо заменит часть низкообогащенного урана (НОУ), используемого в настоящее время в реакторах в качестве топлива. Оставшаяся часть оружейного плутония (9 тонн в США и 1 тонна в России) после стабилизации в керамических матрицах с помощью технологии, известной как иммобилизация, войдет составной частью в высокоактивные ядерные отходы.

Соглашение предусматривает развитие инфраструктуры как в США, так и в России, способной обеспечить переработку 2 тонн оружейного плутония в год. Из-за нежелания России рассекретить изотопный состав оружейного плутония России придется добавить около 12% реакторного плутония к оружейному плутонию, прежде чем перевести его в МОКС-топливо, чтобы общая цифра составила в соответствии с соглашением 37 тонн. Таким образом, России потребуются мощности, способные обеспечить переработку 2,3 тонн плутония в год.

Инфраструктура ликвидации плутония должна состоять из трех основных установок: завода по переработке компонентов плутониевых боеголовок в порошок оксида, завода по производству МОКС-топлива и иммобилизационной установки. Кроме того, может потребоваться модернизация ядерных реакторов, предназначенных для работы на МОКС-топливе.

Признавая, что оружейный плутоний может в будущем быть объявлен избыточным для программы вооружений, соглашение также предусматривает разработку в течение года плана по увеличению объёма ежегодной ликвидации в обеих странах до 5 тонн оружейного плутония. Как заявила директор Отдела по ликвидации расщепляющихся материалов Министерства Энергетики США Лора Холгейт, в обоих правительствах существует надежда, что план по расширению объёма будет завершен вовремя и его реализация может быть начата немедленно, и этап 2 тонн в год может быть обойдён. Финансирование осуществления соглашения в России, которое может составить около двух миллиардов долларов, еще не гарантировано, но в конечном итоге должно быть

Для достижения конечной цели по ликвидации МОКС-топлива в США планируют использовать четыре ядернх реактора с водой под давлением - два на атомной станции МакГуайр в штате Северная Каролина и два на атомной станции Катоба в штате Южная Каролина. Обе атомные станции принадлежат Дюк Пауер -частному предприятию. Для использования МОКС-топлива в лицензии на право деятельности этих установок Комиссия по ядерному регулированию должна будет внести поправки. Еще одно предприятие - Вирджиния Пауер - ранее входило в состав частного консорциума, получившего контракт на МОКС-топливо, но вышло из него в марте этого года, заявив, что участие в нём для компании экономически бессмысленно.

В России планируется использование всех семи действующих реакторов типа ВВЭР-1000 (четыре в Балаково, два в Калинине и один в НовоВоронеже), конструктивно аналогичных западным реакторам с водой под давлением, а также реактора на быстрых нейтронах БН-600 в Белоярске. России потребуется больше реакторов для переработки такого же количества МОКС-топлива, чем США, поскольку предполагается, что фракция активной зоны МОКС-топлива будет ниже. Для повышения темпов ликвидации российского плутония в виде МОКС-топлива в соответствии с последующим соглашением необходимо будет либо повысить в российских реакторах фракцию активной зоны, либо экспортировать российское МОКС-топливо в другие страны, такие как Украина, Западная Европа и Канада. Предпочтительной альтернативой для Министерства по атомной энергии (Минатом) является строительство нового поколения бридерных реакторов на быстрых нейтронах, известных как БН-800, но против этой альтернативы выступают Соединённые Штаты, поскольку это представляет собой дополнительную опасность распространения.

Еще одной альтернативой повышения темпов ликвидации является увеличение иммобилизации количества оружейного плутония, что обеспечивает большую безопасность, чем варианты с МОКС-топливом. Тем не менее, Минатом резко выступает против такого подхода в силу ошибочного мнения, что оружейный плутоний нельзя "выбрасывать". Как показано в данной статье, упорство Минатома в использовании МОКС-топлива может иметь катастрофические последствия для России и Восточной Европы.

Риск использования МОКС-топлива в западных реакторах

с водой под давлением

Применение МОКС-топлива вместо низкообогащённого урана в реакторах на лёгкой воде создает серьёзную угрозу безопасности, адекватной оценки которой не проводилось ни в США, ни в России. Эти группы риска, применимые как к МОКС, полученному из оружейного плутония, так и МОКС-топливу из реакторного плутония, можно разделить на две категории.

Во-первых, при использовании МОКС-топлива повышается вероятность некоторых серьёзных аварий. В принципе, применение МОКС-топлива в реакторах на лёгкой воде снижает эффективность материалов, предназначенных для поглощения нейтронов в активной зоне, таких как стержни регуляторов и бора, растворённого в теплоносителе. Это затрудняет управление ядерной реакцией в активной зоне и снижает резерв, необходимый для безопасной остановки реакторов в случае возникновения проблем. В то же время, "фракция запаздывающих нейтронов" - параметр, определяющий скорость, при которой уровень мощности реактора реагирует на изменение условий - снижается при использования МОКС- топлива. Это означает не только снижение управляемости

переходными процессами, но и сокращение времени, за которое оператор должен отреагировать на них.

Можно предпринять меры для частичного восстановления управляемости, и, например, увеличить количество стержней регуляторов или концентрацию бора в теплоносителе. Тем не менее, все это - лишь частичные меры, которые могут привести к возникновению новых проблем.

Во-вторых, при попадании МОКС-топлива в активную зону последствия серьёзной аварии (по смертным случаям, вызванным латентными формами рака и преждевременной смертностью от острого радиоактивного облучения) с разрушением защитной оболочки или байпассировании защитной оболочки (например, при разрыве трубки парогенератора) будут гораздо тяжелее. Это связано с тем, что в активной зоне МОКС-топлива концентрация актинидов, включающих изотопы плутония, америция и кюрия, гораздо выше. Многие из них излучают альфа-частицы, радиотоксичность которых при попадании в организм с воздухом или пищей очень высока.

В последнем докладе Института ядерного контроля анализируется ряд этих вопросов по использованию МОКС-топлива, полученного из оружейного плутония, в американских реакторах с водой под давлением (PWRs.1). В докладе приводятся расчёты, показывающие, что в случае крупной аварии типа чернобыльской с разрушением защитной оболочки или байпассированием на реакторах с водой под давлением с 40%-ной активной зоной из МОКС-топлива, полученного из оружейного плутония, смертность от латентных форм рака будет на 25% выше, чем на реакторах с водой под давлением, работающих только на низкообогащённом уране. В зависимости от плотности населения вокруг места аварии это может привести к увеличению количества смертных случаев от рака на сотни тысяч.

В докладе также приводятся данные об отрицательном воздействии МОКС-топлива на другие аспекты эксплуатации реакторов с водой под давлением. Достаточно привести лишь три примера.

Переходные процессы при переохлаждении и

тепловой удар высокого давления.

Некоторые типы исходных событий аварии, такие как разрыв магистрального паропровода, могут привести к резкому падению температуры в системе теплоносителя первого контура. В реакторах с водой под давлением при падении температуры теплоносителя происходит повышение реактивности (отрицательное значение "коэффициента замедления температуры"). В такой ситуации, даже в случае немедленной (аварийной) остановки реактора (т.е. ядерная реакция остановлена введением стержней регуляторов), реактивность и мощность активной зоны должны увеличиться, и должны быть введены в действие автоматические системы обеспечения безопасности.

Одним из вероятных последствий возникновения переходных процессов в результате переохлаждения является серьёзная авария, известная как тепловой удар высокого давления, что представляет собой особую проблему в реакторах типа ВВЭР-1000 (см ниже). Тепловой удар высокого давления может иметь месте при охрупчивании стального корпуса высокого давления вследствие воздействия нейтронного излучения. При охлаждении корпуса реактора ниже определенной температуры (в зависимости от материала корпуса, времени воздействия радиации и многих других факторов) герметичность его сохраняется, но небольшие трещины быстро расширяются и приводят к разрыву корпуса. При этом охлаждение топлива не обеспечивается и возрастает вероятность плавления. Кроме того, разрыв корпуса высокого давления может вызвать нарушение защитной оболочки, что приводит к крупному радиоактивному выбросу. После разрушения магистрального паропровода необходимо активное вмешательство операторов с целью предотвращения состояния, при котором может произойти тепловой удар высокого давления.

Существует несколько вариантов, по которым МОКС-топливо может вызвать повышение угрозы развития переходного процесса при переохлаждении в крупную аварию.

Во первых, поскольку коэффициент замедления температуры в активной зоне МОКС-топлива имеет большую отрицательную величину и фракция запаздывающих нейтронов меньше, скорость увеличения мощности будет выше, что снижает резерв времени для приведения в действие систем обеспечения безопасности.

Во-вторых, в присутствии МОКС-топлива в активной зоне риск теплового удара высокого давления повышается, поскольку увеличивается скорость понижения температуры. Это вызвано тем, что сразу после быстрой остановки реактора теплота радиоактивного распада МОКС-топлива ниже, чем у НОУ топлива. Анализ аварии с разрывом магистрального паропровода, проведенный фирмой Вестингауз, показывает, что температура снижается до диапазона, в котором тепловой удар высокого давления в случае активной зоны с частичным присутствием МОКС-топлива может произойти через шесть минут, в то время как с НОУ топливом температура до опасного диапазона не доходит.

МОКС-топливо также может стать причиной возрастания риска теплового удара высокого давления МОКС из-за ускоренного нейтронного охрупчивания корпуса высокого давления реактора, поскольку распад плутония-239 порождает большее количество "быстрых" нейтронов, обладающих высокой вероятностью выхода из активной зоны, чем при распаде урана-235. Попытка операторов решить проблему, убирая элементы МОКС-топлива подальше от корпуса реактора (т.е. ближе к центру активной зоны), создает дополнительные проблемы пиковой мощности, поскольку у центра активной зоны поток нейтронов выше. Это создало проблемы управления топливом, по крайней мере, на одном заводе в Германии. До сих пор неясно, существуют ли способы адекватного решения этой проблемы.

Аварии с вводом реактивности.

При гипотетической аварии с выбросом стержня регулятора из активной зоны реактора с водой под высоким давлением происходит резкое повышение реактивности в примыкающих топливных сборках. Это может привести к резкому повышению температуры и мощности на топливных стержнях и вызвать разрыв оболочки или, на 'более высоком уровне, фрагментацию самого топлива. Как минимум, это приведет к выбросу продуктов распада в теплоноситель первого контура. В худшем случае, выброс частиц топлива может заблокировать поток теплоносителя, что приведет к дальнейшему повышению температуры, большему разрушению топлива и потенциальному плавлению.

В настоящее время документально подтверждено, что вид МОКС-топлива, производимого французской компанией КОЖЕМА, после облучения более чем в течение трёх годичных циклов, имеет большую вероятность отказа во время аварии ввода реактивности, чем НОУ топливо при аналогичном выгорании. (КОЖЕМА является основным участником американского консорциума по ликвидации МОКС-топлива и должна разработать и эксплуатировать завод по производству американского МОКС-топлива. Компания намеревается занять аналогичное место и в России). Этот вывод сделан на основании серии экспериментов на испытательном реакторе в Кабри во Франции, в которых цилиндрический образец МОКС-топлива, облучавшийся в течение четырёх годичных циклов, разрушился, чего не произошло с цилиндрическим образцом НОУ-топлива.

Считается, что разрушение вызвано неоднородностью МОКС-топлива, содержащего агрегаты с повышенным содержанием плутония. Интенсивное локальное выгорание, имеющее место на этих агрегатах, приводит к скоплению больших количеств газообразных продуктов деления в малых объёмах. При воздействии реактивности ввода на цилиндрический образец может произойти быстрое высвобождение газа, вызывая фрагментацию топлива и разрыв оболочки. Также были проведены два эксперимента с меньшим выгоранием МОКС-топлива. Несмотря на то, что разрушения цилиндрических образцов не произошло, выброс газообразных продуктов распада в пространство между топливом и оболочкой был гораздо больше, чем от топливных стержней НОУ при аналогичном выгоранию. Выпуск неоднородного топлива является одним из основных недостатков технологического процесса производства французского МОКС-топлива.

Аварии с потерей теплоносителя и обесточиванием станции.

Вероятностные оценки риска, проведённые для западных реакторов с водой под высоким давлением, выявили, что аварии с потерей теплоносителя (при которых разрыв в системе теплоносителя первого контура приводит к потере воды, необходимой для охлаждения активной зоны) и обесточивание станции (при котором имеет место прекращение поступления внешней электроэнергии) могут стать основными причинами плавления активной зоны и преждевременного выхода из строя защитной оболочки. Вероятность особой тяжести последствий таких событий определяется степенью разрушения топливной оболочки до момента ввода в действие аварийной системы охлаждения активной зоны. Это, в свою очередь, зависит от температуры у оси топливных элементов.

Температура у оси топливных элементов при тех же условиях эксплуатации примерно на 50°С выше, чем у НОУ-топлива. В результате скорость коррозии оболочки на начальных этапах аварий с потерей теплоносителя для МОКС-топлива выше и для предотвращения разрушения топлива и плавления активной зоны может потребоваться система безопасности с более высоким быстродействием.

Риск использования МОКС-топлива в реакторах типа ВВЭР-1000

По утверждению Международного агентства по атомной энергии, по сравнению с западными ректорами с водой под давлением, ВВЭР-1000 имеет ряд конструктивных особенностей, повышающих вероятность крупных аварий, ведущих к радиоактивным выбросам. Среди них - компоновка станции, не обеспечивающая достаточного физического разделения различных систем безопасности с целью предотвращения отказов при работе в штатном режиме. Эти конструктивные недостатки осложняются рядом других факторов, влияющих на безопасность, включая тип и качество материалов, использованных при строительстве, надёжности контрольно-измерительных приборов и систем управления, несоответствие технического обслуживания в текущей тяжёлой экономической ситуации и отсутствие тщательно выверенной документации по безопасности (анализ аварий, планы действий в случае аварийных ситуаций и руководящих документов на случай серьезных аварий).

Несмотря на то, что западные страны совместно с государствами Восточной Европы и бывшего Советского Союза принимают меры по исправлению некоторых недостатков в реакторах советской конструкции, основной упор делается на реакторы типа РБМК или ВВЭР-440, т.к. считается, что они представляют большую угрозу, чем реакторы серии ВВЭР-1000. Тем не менее, ни в одном случае Запад не принял на себя обязательства по финансированию модернизации реакторов советской конструкции, мера, которая оценивается в сотни миллионов долларов (миллиарды рублей) на реактор.

В той степени, в какой запасы безопасности на ВВЭР-1000 ниже, чем на западных реакторах с водой под давлением, дальнейшее снижение этих запасов, связанное с использованием МОКС-топлива, будет представлять для ВВЭР-1000 еще большую проблему.

В вопросе последствий применения МОКС-топлива для здоровья населения результаты по ВВЭР-1000 могут быть аналогичными приведённым выше для реакторов с водой под давлением - повышение примерно на 25% смертности от латентного рака вследствие серьёзной аварии с разрушением защитной оболочки или байпассированием. Более высокая концентрация актинидов в активной зоне с МОКС-топливом, по сравнению с активной зоной с НОУ, особенность всех легководных реакторов. Недавние исследования, проведённые в Институте им. Курчатова, обнаружили, что при выгорании 60000 мегаватт-день на тонну топливная сборка реактора типа ВВЭР-1000, работающего на МОКС-топливе на основе оружейного плутония, производит в два раза больше плутония и примерно в три раза больше америция и кюрия по сравнению со сборкой на основе НОУ. Эти результаты во многом аналогичны результатам, полученным по американским реакторам с водой под давлением.

В действительности тяжесть последствий может быть гораздо вьше, чем рассчитано для американских реакторов с водой под давлением. Причина тому -намерение Минатома смешивать оружейный плутоний с примерно 12% реакторного плутония с целью скрыть изотопный состав российского оружейного плутония. Это приведёт к увеличению количества изотопов плутония более высокого уровня в необлучённом МОКС-топливе, планируемом к использованию в России. В результате концентрации изотопов америция и кюрия в облучённом топливе будут выше, при использовании оружейного плутония, и радиационное облучение в случае аварии будет больше.

Поскольку крайне тяжкие последствия аварии на реакторах типа ВВЭР-1000, использующих МОКС-топливо, могут быть вызваны разрушением или байпассированием защитной оболочки, нерешённые вопросы, связанные с защитной оболочкой ВВЭР-1000 и целостностью парогенератора станут еще более актуальными при использовании МОКС-топлива. Агентство по Ядерной Энергии подняло вопросы, связанные с долговременной целостностью защитной оболочки ВВЭР-1000, выполненной из предварительно напряжённого бетона, и указала на необходимость исследований с целью "разработки модели, предотвращающей потерю работоспособности в результате снижения предварительного напряжения:"

Угроза байпассирования защитной оболочки представляет собой существенную проблему, особенно в части, касающейся целостности коллекторов парогенератора. Утечка в парогенераторе создает проход от первичного к вторичному контуру теплоносителя и далее - в окружающую среду. В середине 90-х годов на коллекторах парогенератора ВВЭР-1000 имели место многочисленные разрушения, и, несмотря на их временное устранение, Агентство по ядерной энергии считает, что "обеспечение целостности коллекторов парогенераторов ВВЭР-1000 остается одним из самых важных вопросов безопасности".

В свете использования МО КС-топ л ива ряд недостатков ВВЭР-1000 представляют собой предмет особой озабоченности.

Тепловой удар высокого давления.

Наиглавнейшим из них является охрупчение корпуса высокого давления реактора и риск теплового удара высокого давления.

Как указывает Агентство по ядерной энергии, одним из самых актуальных открытых вопросов для безопасности ВВЭР-1000 является оценка целостности корпуса высокого давления реактора, "учитывающая истинное состояние материала корпуса при условиях эксплуатации". Радиационное сопротивление материалов корпуса высокого давления реактора очень чувствительно к малейшим изменениям в составе стали, используемой для корпуса и сварки, а также особенности эксплуатации, относящиеся к реактору. Например, некоторые сварные стыки корпуса ВВЭР-1000 содержат более чем 1,5% никеля, и их радиационное сопротивление заметно снизилось. В частности, Агентство по ядерной энергии приводит отсутствие чёткого понимания условий, которым подвергаются области сварных швов во время работы реактора, отсутствие неразрушающих методов контроля, способных обнаружить микротрещины в корпусе высокого давления реактора, и оценить степень охрупчивания, а также отсутствие проверенных методов оценки теплового удара высокого давления.

Для решения данной проблемы русские инженеры разработали технологию, известную под названием "отжиг", при которой корпус высокого давления реактора и сварные швы подвергаются термической обработке с целью восстановления трещиностойкости. Однако преимущества отжига до сих пор не получили окончательного подтверждения, и неизвестно, какова их продолжительность. Кроме того, отжиг сам по себе может оказать отрицательное влияние на корпус высокого давления реактора, поскольку может стать причиной "сенсибилизации" нержавеющей стали - процесса, существенно снижающего её сопротивление локализованной коррозии.

Неопределённость с целостностью корпуса высокого давления ВВЭР-1000 усугубляется отсутствием адекватного анализа переходных процессов при переохлаждении, способных привести к тепловому удару высокого давления, таких как разрушение магистрального паропровода.

МАГАТЭ подтвердило свою озабоченность в вопросах целостности корпуса высокого давления ВВЭР-1000 и риска теплового удара высокого давления в докладе на конференции 1999 года. Из частных бесед с официальными лицами Отдела ядерной безопасности МАГАТЭ автору стало известно, что охрупчивание имеет место на всех корпусах высокого давления ВВЭР-1000. Более того, у официальных представителей нет уверенности в том, что технология отжига является решением проблемы.

В свете этих проблем вероятность увеличения риска теплового удара высокого давления в результате применения МОКС-топлива требует полной оценки. Поскольку этот риск связан со старением установки, его актуальность будет только возрастать, если срок службы ВВЭР-1000 придется продлять под программу ликвидации плутония.

Аварии с вводом реактивности.

Между тепловыделяющими элементами ВВЭР-1000 и элементами реакторов с водой под высоким давлением существуют различия, способные привести к обострению проблемы, наблюдавшиеся при высоком выгорании МОКС элементов в реакторах с водой под высоким давлением в экспериментах по авариям с вводом реактивности, проведённых в Кабри. Например, в отличие от топливных таблеток, применяемых в западных реакторах с водой под высоким давлением, у таблеток, применяемых в ВВЭР-1000, в центре имеется отверстие. Это отверстие предназначено для снижения температуры в центре топливной таблетки, обеспечения дополнительного объёма для накопления газообразных продуктов расщепления и снижения внутреннего давления в стержне. Однако на практике это, похоже, не срабатывает. Поскольку центр топливной таблетки является самым горячим местом, температура газов, скапливающихся в этом месте выше, чем в реакторах с водой под давлением при данном давлении заполнения и газовом объёме тепловыделяющего элемента. По заявлению МАГАТЭ "преимущества конструкции полой таблетки УО2, применяемой в тепловыделяющих элементах реакторов типа ВВЭР-1000, сомнительны". При высоком выгорании тепловыделяющих элементов ВВЭР-1000 наблюдается выделение до 70% фракций газообразных продуктов расщепления, в отличие от стандартной величины в 5% или менее на реакторах с водой под давлением.

В связи с более высоким выделением газообразных продуктов расщепления на тепловыделяющих элементах легководных реакторов ВВЭР-1000 по сравнению с тепловыделяющими элементами реакторов с водой под давлением возникает вопрос: можно ли использовать МОКС-топливо на ВВЭР-1000 без существенных изменений тепловыделяющих элементов, поскольку с МОКС-топливом выделение газообразных продуктов на ВВЭР-1000 может быть еще больше? Это может привести к еще большей вероятности разрушения оболочки во время аварий с вводом реактивности и LOCAs, чем это наблюдалось с топливом на реакторах с водой под давлением во время серии испытаний в Кабри.

Русские инженеры утверждают, что оболочка, используемая на тепловыделяющих элементах ВВЭР-1000, представляющая собой циркониево-ниобиевый сплав, имеет более высокую устойчивость к разрушению во время аварии с вводом реактивности даже для топлива с высокой степенью выгорания, поскольку он не корродирует и не охрупчивается во время облучения в той же степени, что и оболочка реактора с водой под давлением, представляющая собой чистый цирконий. Тем не менее, если это так, это свойство не предотвратило разрушения МОКС-топлива того типа, которое наблюдалось в испытаниях в Кабри, поскольку разрушившийся МОКС элемент не подвергся значительному окислению.

Выводы

Угроза здоровью и безопасности населения, связанная с использованием МОКС-топлива как на американских реакторах с водой под давлением, так и на российских (украинских) ВВЭР-1000, является существенной и требует полной оценки до начала осуществления планов.

По нашему мнению, эта дополнительная угроза здоровью и безопасности не является необходимой для достижения цели ликвидации плутония из боеголовок. В тоже время иммобилизация может безопасно повысить уровень недоступности плутония, не вызывая риска, связанного с облучением в реакторе. Тем не менее, недальновидные технократы и бюрократы как в США, так и в России, подталкиваемые и лоббируемые представителями ядерной промышленности в Западной Европе и Японии, похоже, полны решимости загрузить МОКС-топливо в реакторы, невзирая на степень риска. Единственной надеждой остановить эту опасную программу остаётся принципиальное сопротивление жителей регионов, находящихся под непосредственной угрозой аварии чернобыльского типа.

Перспективы безопасной утилизации плутония в виде МОКС-топлива на Белоярской АЭС

О.М. Сараев, Н.Н. Ошканов, В.В. Мальцев, Белоярская АЭС, Белоярск, Россия

На Белоярской АЭС с 1980 г. успешно эксплуатируется энергоблок с быстрым реактором БН-600, в котором с 1988 г. начала осуществляться программа облучения небольших партий сборок со смешанным уран-плутониевым топливом (mixed-oxide fuel или МОКС-топливо).

Как известно, плутониевое топливо является естественным топливом быстрых реакторов, которые, кроме выработки энергии, могут выполнять и другие функции. Во-первых, они могут нарабатывать новое плутониевое топливо в количестве, равном собственному потреблению или превышающему его. Это необходимо для обеспечения топливом других реакторов и экономии природных энергоресурсов вплоть до создания практической независимости от них. Во-вторых, быстрые реакторы могут расходовать плутониевое топливо в количествах больших, чем нарабатывать, что используется для уничтожения плутония и других долгоживущих радиоактивных элементов.

Отличием атомных станций является получение пара за счёт тепла, выделяемого расположенными внутри реактора стержнями с ядерным материалом, а не за счёт сгорания органического топлива. Ядерный материал размещается внутри герметичных трубок, что предотвращает выход радиоактивности.

Атомной станции безразлично, уран или плутоний используется в качестве топлива, т.к. в любом реакторе вместе с ураном "сжигается" плутоний, который нарабатывается из урана. Можно сказать, что плутоний используется в реакторах всегда и независимо от желания человека. И для урана, и для плутония являются одинаковыми и физика протекающих процессов, и конструкция топливных элементов, и физических барьеров на пути распространения радиоактивности, и средства обеспечения ядерной и радиационной безопасности.

В настоящее время проблема увеличения энергоресурсов за счёт наработки плутония еще не имеет своей остроты. Поэтому быстрый реактор можно использовать для "сжигания" плутония. Такая задача возникла в связи с ядерным разоружением. Это решение несёт очевидные выгоды, т.к. можно использовать уже имеющийся энергетический потенциал плутония вместо новой добычи и обработки природного урана.

Прямое использование оружейного плутония в качестве ядерного топлива невозможно из-за его высокого обогащения и металлической формы. Превращение оружейного плутония в ядерное топливо достигается переводом металлического плутония в окислы и их разбавлением путем смешивания с окислами природного урана. После этого плутоний теряет оружейные качества и не способен вызвать ядерный взрыв. Поэтому это топливо называется смешанным.

Наиболее эффективно смешанное топливо расходуется в быстром реакторе, т.к. выгорание топлива в нем в 3 раза выше, чем в тепловом реакторе. Так, в реакторе БН-600 можно уничтожать до 1,3 тонн плутония/год.

За 12 лет применения плутониевого топлива на быстром реакторе БН-600 было использовано 34 сборки со смешанным топливом (годовой расход урановых сборок составляет 246 сборок), при этом не было каких-либо ядерных или радиационных инцидентов. Безопасность использования смешанного топлива подтверждена также низким облучением персонала и низким выходом радиоактивности во внешнюю среду. Так, облучение персонала составляет в среднем 0,86 чел-Зв/год (среднемировой уровень равен 1,6 чел-Зв/год), а выход радиоактивности (в среднем 0,02% от допустимого) находится ниже уровня 0,1%, который санитарные правила приняли за уровень отсутствия выхода радиоактивности.

В перспективе предполагается до 2004 г. облучить еще до 36 сборок смешанного топлива (до 18 сборок одновременно), с 2004 г. перейти на постоянную работу с топливной зоной, на 25% укомплектованной сборками смешанного топлива, а с 2008 г. полностью перейти на смешанное топливо.

Выводы

Смешанное уран-плутониевое топливо является естественным топливом быстрых реакторов, к которым относится реактор БН-600 Белоярской АЭС. С точки зрения безопасности использование смешанного топлива аналогично использованию уранового топлива.

В связи с ядерным разоружением целесообразно использовать высвобождающийся оружейный плутоний для изготовления ядерного топлива. После изготовления топлива плутоний теряет свои оружейные качества и не может вызвать ядерного взрыва.

Ядерная и радиационная безопасность энергоблока БН-600 Белоярской АЭС при применении смешанного топлива обеспечивается теми же техническими средствами, что и для уранового топлива.

Применение смешанного топлива не вызывает ухудшения ядерной и радиационной безопасности Белоярской АЭС и воздействия на население и окружающую среду, что подтверждается опытом применения смешанного топлива в реакторе БН-600.

Полный переход на работу реактора БН-600 со смешанным топливом планируется к 2008 г.

Изотопы плутония на Среднем Урале

Л. И. Пискунов, Н.Д- Бетенеков, Е.И.Денисов, Комитет радиационной безопасности, Екатеринбургский Совет научных и инженерных обществ, Екатеринбург, Россия

Радиотоксичность типичных актиноидов по сравнению с биологически опасным Cs¹³⁷ можно оценивать отношением (числом раз) соответствующих радиационно-гигиенических параметров (НРБ-96, Н.Г. Гусев и др., 1964). Такие расчёты представлены в таблице 1.

Таблица 1

Актиноиды	Отношения к Cs¹³⁷ при облучении организма, число раз
	Гамма-излучение	При ингаляции	С пищей	С водой
Плутоний- 238	3,10x10 ^-⁴	0,90x10⁴	1,77x10	1,77x10
Плутоний-239	0,08x10^-⁴	0,98 х10⁴	1,92x10	1,92x10
Плутоний-240	0,52x10^-⁴	0,98 х10⁴	1,92x10	1,92x10
Плутоний-241	0	1,77x10²	1,62x10	1,62x10
Америций-241	5,39х10-²	0,81х10⁴	1,54x10	1,54x10
Плутоний-242	1,99х10-²	0,94x10⁴	1,85x10	1,85x10

Источники загрязнения плутонием в Уральском регионе в основном известны: ВУРС и выбросы ПО "Маяк" в Челябинской области (А. Ааркрог и др., 1998), Чернобыльский след (К.П. Махонько, 1993; А.В. Чурсин, А.В. Евстигнеев, 1997), газоаэрозольные выбросы Белоярской АЭС (Т.А. Горяченкова и др., 1992), возможно, объекты ВПК в ЗАТО. В зоне Екатеринбурга обнаружен в надфоновой концентрации Рu²³⁹.²⁴⁰ в пахотном слое почвы (Л.И. Пискунов, Н.Д. Бетенеков, 1998) (табл.2). В данном случае за фон Рu²³⁹ принята плотность загрязнения 36 Бк/м² как средний из наименьших показателей загрязнения Рu²³⁹ почвы в Северной Италии, ФРГ, Великобритании и Ирландии (Т.А: Горяченкова и др., 1992).

Для сравнения в таблице 2 приводятся показатели надфоновой радиоактивности пахотных почв в аграрных хозяйствах в разных направлениях от Екатеринбурга.

Везде фиксируется надфоновое загрязнение в виде убывающего ряда Sr⁹⁰ > Рu²³⁹.²⁴⁰ > Cs¹³⁷, аналогично по хозяйствам уч. Садовый > Б. Седельниково > уч. Свердловский > ОПХ "Исток". Из них уч. Садовый расположен к северо-востоку от г. Екатеринбурга, т.е. в секторе зоны наблюдения Белоярской АЭС, который в 1993 г. оказался загрязнённым нуклидами С¹⁴, Sr⁹⁰, Cs¹³⁷ (данные Независимой экспертизы экологической безопасности БАЭС).

Таблица 2

Участки	Координаты*		Радиоактивность в отн. ед. к фону
	Азимут, град.	км	γ	Sr⁹⁰	Cs¹³⁷	Рu ^239,240	Ai+µ_t
Садовый	20	14	1,1	4,4	1,6	1,6	2,2+ 0,8
ОПХ "Исток"	110	18	1,3	0,7	1,3	1,7	1,2+ 0,2
Б.Седельниково	162	20	1,3	1,5	0,8	1,9	1,4+ 0,2
Свердловский	202	14	1,7	1,6	0,9	1,0	1,3+ 0,2
Bj+µ_φ	-	-	1,3+ 0,1	2,0+ 0,8	1,2+ 0,2	1,6+ 0,2	1,5+ 0,2

Blog

Законодательное собрание свердловской области

Содержание