Citizens' Center for Nuclear Non-ProliferationRussian Nuclear Non-Proliferation Site
Main   Russian
Search:
Exclusive | Archive | Publications | About us | Links | Forum | Guestbook

Сжигание плутония в реакторах АЭС

МОКС - новая авантюра Минатома

Российская концепция обращения с плутонием (как оружейным, так и энергетическим) основана на создании замкнутого ядерного топливного цикла. Поэтому в России проблема утилизации оружейного плутония в реакторах имеет два подхода. Первый - сжигание плутония в легководных (тепловых) реакторах типа ВВЭР-1000, второй - сжигание в реакторах на быстрых нейтронах (быстрых реакторах). Рассмотрим кратко эти варианты.

Сжигание плутония в виде мокс-топлива в реакторах ВВЭР-1000

Одним из вариантов обращения с оружейным плутонием является изготовление из него топлива для существующих легководных реакторов. Но в этой технологии Россия отстала от других зарубежных стран, так как первоначально ставилась задача только на развитие быстрых реакторов. Поэтому в настоящее время у нас только начались работы по расч╕тно-экспериментальному обоснованию возможности использования МОКС-топлива в реакторах ВВЭР-1000.

Ни один из существующих тепловых реакторов в России не проектировался с уч╕том использования МОКС-топлива. Показатели безопасности большинства действующих реакторов ВВЭР даже на урановом топливе не удовлетворяют перспективным требованиям, предъявляемым к реакторам повышенной безопасности нового поколенияа[23]. Применение плутониевого топлива значительно изменяет физику активной зоны по сравнению с обычно используемым урановым топливом. Поэтому доля плутониевого топлива, загружаемого в реактор, может быть только в пределах 1/3 от всей загрузкиа[22]. Использовать же МОКС-топливо в большем объ╕ме, тем более 100%, возможно только теоретически, при условии обеспечения эффективного управления реактором. Так, США в Штате Аризона имеет три работающих реактора "Система-80", которые были специально предназначены для 100% загрузки активной зоны МОКС-топливом, но на практике этот режим так и не был продемонстрирован, как не была пройдена и процедура лицензирования. Комментарии здесь излишни:

Возможность получения лицензии на замену части урановых тепловыделяющих сборок (ТВС) во всех действующих ВВЭР на ТВС с МОКС-топливом вызывает большие сомнения.аПри ограничении доли МОКС-топлива до 1/3 загрузки активной зоны имеющееся количество ВВЭР-1000 третьего поколения (4 блока на Балаковской АЭС) может обеспечить годовое потребление оружейного плутония на уровне 1,2 тонны. До конца срока эксплуатации эти реакторы смогли бы утилизировать всего лишь около 20 тонн такого плутонияа[23]. Помимо этого, ни Россия, ни США не обладают действующими мощностями для производства МОКС-топлива для легководных реакторов, большими чем в экспериментальном масштабе.

Очень важным оста╕тся вопрос о радиационной опасности отработавшего МОКС-топлива. Известно, что присутствие в н╕м долгоживущих изотопов плутония, америция, нептуния и кюрия существенно усложняет как технологию его регенерации, так и решение проблемы долгосрочного захоронения. Во многом эти проблемы зависят от накопления в ОЯТ плутония-241, удельная радиоактивность которого в 40 раза(!) выше, чем у основного изотопа - плутония-239. При хранении плутоний-241 превращается в ещ╕ более опасный америций-241 с периодом полураспада 433 года. Этот изотоп определяет основной вклад в радиоактивность трансурановых элементов в ОЯТ после распада короткоживущих продуктов деления. При работе легководных реакторов на урановом топливе из общей массы нарабатываемого энергетического плутония порядка 250 кг/ГВт (эл.) в год около 30 кг составляет плутоний-241. Утилизация оружейного плутония с использованием тепловых реакторов увеличивает годовую наработку плутония-241 более чем в триа(!) раза по сравнению с его наработкой в ВВЭР на урановом топливеа[23]. В итоге, в условиях вынужденного длительного хранения ОЯТ, значительная часть плутония-241 превращается в америций-241 и существенным образом осложняет проблемы, связанные с дальнейшим использованием плутония и захоронением отходов.

Сжигание плутония в реакторах представляет собой длительный процесс, в результате которого часть плутония, загруженного в качестве топлива, расходуется в процессе деления, но ещ╕ больше плутония образуется из содержащегося в топливе урана-238а [19]. Некоторые эксперты и правительственные чиновники, как в России, так и в США, предлагают однократное сжигание плутония в реакторах без последующей переработки отработавшего топлива. Но это не решает проблемы уничтожения избытков плутония. Даже при однократном сжигании уничтожится только часть загруженного в активную зону оружейного плутония, но при этом образуется новый, реакторный плутоний, который затем может быть выделен из отработавшего топлива и использован для производства ядерного оружия.

Сжигание плутония в виде МОКС-топлива в быстрых реакторах

Минатом России также серь╕зно рассматривает второй вариант использования избыточного оружейного плутония - в реакторах на быстрых нейтронах. Для США такой путь не является целесообразным, потому что американцы ещ╕ в конце 70-х годов свернули свою программу по быстрым реакторам. И сейчас потребовались бы большие денежные вливания и длительное время, чтобы строить такие реакторы. США отказались как по экономическим причинам, так и с точки зрения нераспространения ядерного оружия создавать свой замкнутый плутониевый топливный цикл, который является базой для создания быстрых реакторов. Как отмечает профессор Фрэнк фон Хиппель [24], решение США подкреплялось соображениями экономики: когда цены на природный уран вс╕ время падают, а стоимость ядерных производств неуклонно раст╕т, реакторы на быстрых нейтронах и заводы по переработке ОЯТ не выдерживают конкуренции с легководными реакторами на слабообогащ╕нном уране при незамкнутом ЯТЦ.

В России продолжительное время ведутся исследовательские работы по утилизации оружейного плутония в реакторах на быстрых нейтронах. На Белоярской АЭС с 1990 года работает экспериментальный реактор БН-600, позволяющий многократно прогонять плутоний в активной зоне, в отличие от легководных реакторов на МОКС-топливе, использующих его только один раз. Продолжающийся кризис в России не позволяет Минатому воплотить свои мечты в реальность и из экспериментальной фазы перейти в промышленное производство. Так, по финансовым причинам заморожено строительство одного блока БН-800 на Южно-Уральской АЭС и одного реактора на Белоярской АЭС. А вообще на Южно-Уральской АЭС должно было со временем работать три реактора БН-800.

Как отмечается в документе [22], на БН-600 имели место около 30 протечек натриевого теплоносителя, в основном на первоначальном этапе. Этот реактор работает на высокообогащ╕нном урановом топливе. Новый спроектированный реактор БН-800 может работать уже на МОКС-топливе. По оценке специалистов, один реактор после ввода в действие может превращать ежегодно 1,6 тонны оружейного плутония в ОЯТ, что позволяет утилизировать 50 тонн плутония за 30 лет эксплуатации. По заявлению ответственного работника Минатома В.аБогдана [23], в целях снижения количества плутония в ОЯТ и затрат на хранение отработавших ТВС рассматривается модернизированный вариант реактора БН-800 без зоны воспроизводства. Это снова теоретические рассуждения, но хотелось бы знать наверняка, что будет изменена конструкция зоны, чтобы реактор-"размножитель" плутония, превратился в реактор-"выжигатель" плутония...

Минатом России, развив технологическую базу для сжигания плутония, получит возможность вновь производить и сжигать плутоний. Таким образом, для России начало реализации МОКС-программы означает старт плутониевой экономики, то есть строительство радиохимических заводов, загрязняющих окружающую среду плутонием на сотни километров вокруг себя, и новых реакторов.

Использование реакторов на быстрых нейтронах необходимо рассмотреть и в плоскости экономической целесообразности. Стоимость БН-600 в два раза дороже ВВЭР-1000, производство МОКС-топлива в три раза дороже обычного уранового. Хорошей иллюстрацией экономической несостоятельности переработки ОЯТ и производства МОКС-топлива будет следующая таблица.

Величина затрат на обращение с ОЯТ [25]

Этап обращения Стоимость, доп/кг
Замкнутый ЯТЦ
Стоимость, доп/кг
Открытый ЯТЦ
Природный уран 33 33
Обогащение урана, доп./кг ЕРР 100 100
Изготовление топлива    
из природного урана   275
из регенерированного урана 480  
из МОКС-топлива 800  
Хранение ОЯТ в стационарном хранилище, доп./кг год 57 57
Переработка ОЯТ 1500  
Захоронение РАО после переработки 200  
Транспорт ОЯТ 120 120
Прямое захоронение ОЯТ   250

Цены взяты из зарубежных данных, опубликованных в 1994-1996 годах.

Замкнутый ЯТЦ с использованием быстрых реакторов, с созданием мощностей по производству МОКС-топлива, с переработкой ОЯТ с целью выделения плутония, который пригоден для военных целей, созда╕т значительный риск для нераспространения. ОЯТ с БН-800 при использовании оружейного плутония будет иметь гораздо большую концентрацию плутония, чем урановое ОЯТ или отработавшее МОКС-топливо ВВЭР-1000. И этот плутоний в ОЯТ по своим качествам будет ближе к оружейному, чем при сжигании в легководных реакторах.

Для того, чтобы защитить персонал от всех видов вредного воздействия изотопов плутония, требуются невероятные технологические и экономические усилия. Топливо из плутония можно производить только на оборудовании с дистанционным управлением, что делает значительно дороже такое топливо. Плутониевая экономика не только экологически опасна, но и разорительна для государства и может служить лишь ведомственным интересам, но не обществу.


Your opinion (comments to the article)?


Your name:

Your comments:

Please enter the code exactly as shown in image format.


Advertising
Здесь может быть ваша реклама

Рейтинг@Mail.ru сОДЕЛУ ГЙФЙТПЧБОЙС
Exclusive | Archive | Publications | About us | Links | Forum | Guestbook
Home   Up   Back

General Post Office, P.B. 25211, Krasnoyarsk, 600000. Russia.
e-mail: ccnnp@yandex.ru, NuclearNo.com
© 2000. Design: NuclearNo.ru