Крючков Технические аспекты ядерного нераспространения 2010

го оружия», подписанное в феврале 1993 г. Согласно этому соглашению Россия обязалась переработать 500 т высокообогащенного урана (ВОУ), извлеченного из ядерных зарядов российских ракет, в низкообогащенные фракции (НОУ). Полученный НОУ поставлялся американской государственной корпорации ЮСЕК (USEC), которая оплачивала не только стоимость работ по конвертации ВОУ, но и природный уран, использовавшийся для разбавления ВОУ. Программа ВОУ-НОУ носит чисто коммерческий характер. Стоимость контракта, рассчитанного до 2013 г., по предварительным оценкам составляет около 12 млрд долларов США. Проблемы с реализацией проекта возникли в 1996 г., когда началась приватизация ЮСЕК. Американский партнер Минатома России отказался оплачивать далее природную компоненту поставляемого российского НОУ. Взамен США предложили бартерный вариант оплаты, т.е. передачу в собственность России эквивалентного количества американского природного урана. Однако передаваемый материал оказался малоликвидным средством, поскольку между Россией и США отсутствовало межправительственное соглашение, регулирующее поставки радиоактивных материалов в Россию. Многочисленные попытки Минатома России найти покупателей, которые устраивали бы Вашингтон, не дали положительных результатов. В итоге Москва стала терять порядка 30 % контрактной выручки от продажи НОУ.

Несмотря на множество сложностей, возникавших на протяжении всей программы ВОУ-НОУ, сотрудничество высоко оценивается обеими сторонами. По состоянию на 19 июня 2002 г. в рамках соглашения ВОУНОУ было переработано 146 т ВОУ, что по американским оценкам эквивалентно более 5852 уничтоженным боеголовкам. Благодаря этой программе Россия смогла получить более 2,5 млрд долларов США, большая часть которых составила значительную часть бюджета Минатома России. Вклад конвертированного российского урана покрывает около 50 % американских потребностей в ядерном топливе. За счет поступившего из России НОУ выработано около 10 % всей электроэнергии, потребляемой в стране (что также эквивалентно энергопотреблению г. Бостона в течение 200 лет).

Что касается плутония, то вопрос о нем гораздо сложнее. С 1995 г. проводились совместные российско-американские исследования, которые имели целью определить способы обращения с оружейным плутонием, который будет выводиться из разряда оружейных материалов.

Необходимо заметить, что в силу ядерных и химических свойств плутония, любое обращение с ним является достаточно сложной и дорого-

111

стоящей задачей. Кроме того, признано, что плутоний должен охраняться от возможных посягательств со стороны похитителей и террористов.

3.3. Методы обращения с избыточными оружейными ядерными материалами

Основная цель выбора вариантов обращения с избыточными оружейными ядерными материалами и их окончательного удаления состоит в минимизации риска для национальной и международной безопасности, который эти материалы представляют. Для достижения этой цели должны быть решены следующие задачи [5]:

•минимизация риска несанкционированного доступа к этим материа-

лам;

•минимизация риска возвращения оружейных ядерных материалов в оружие, из которого они были извлечены, что остановило бы или обратило вспять процесс сокращения вооружений;

•усиление национальных и международных механизмов контроля и стимулов к продолжению сокращения вооружений.

На принятие решения о способе хранения и окончательного удаления плутония с точки зрения нераспространения и контроля над вооружениями влияют как технические, так и политические факторы.

Технические факторы учитывают, насколько:

•быстро тот или иной вариант может быть реализован, поскольку начало процесса представляет особую важность для укрепления доверия к нему как внутри страны, так и за рубежом;

•избранный вариант предотвращает возможность хищения плутония или его военного использования в ходе процесса и приближается к нормативам сохранности ядерного материала, соответствующим стандарту хранения оружия;

•избранный вариант допускает международный контроль, подтверждающий обязательство сторон не использовать избыточный ядерный материал для производства оружия;

•избранный вариант сможет привести плутоний в форму, не представляющую интереса и недоступную с точки зрения производства ядерного оружия, т.е. насколько он будет соответствовать стандарту отработанного топлива.

Политические факторы предусматривают:

112

•параллелизм проведения программы утилизации (объемы, сроки, темпы);

•воздействие на режим нераспространения через демонстрацию приверженности России и США своим обязательствам по Договору о нераспространении ядерного оружия (ДНЯО);

•осуществимость каждой альтернативы, поскольку выбор варианта, имеющего низкие шансы на успех в разумные сроки, может отрицательно отразиться на всех других политических факторах.

Среди методов обращения с излишним оружейным плутонием в начале переговоров в январе 1995 г. рассматривались следующие подходы:

•сжигание в реакторах с водой под давлением;

•сжигание в тяжеловодных реакторах CANDU;

•сжигание в быстрых реакторах;

•иммобилизация, т.е. размещение плутония с поглотителем (отравителем) в веществах типа стекол или синтетических камней;

•захоронение (размещение) в глубоких геологических формациях;

•использование ускорителей для трансмутации плутония;

•хранение в специальных хранилищах;

•обращение с плутонием в сложных формах.

Наличие больших запасов оружейного плутония у двух стран – США и России, обусловливает желание мировой общественности минимизировать эти запасы соответственно снижению уровня ядерного противостояния. К середине 1997 г. был достигнут определенный прогресс в решении судьбы оружейного плутония. США и Россия договорились на добровольной основе объявить те количества оружейного плутония, которые эти страны считают излишними с точки зрения целей национальной обороны. Стороны признали, что необходимо рассмотреть пути обращения с этим излишним плутонием и добиться того, чтобы этот материал либо больше не существовал как оружейный материал, либо был переведен в состояние, отвечающее «стандарту отработанного топлива». Из восьми ранее обсуждавшихся путей обращения с избыточным оружейным плутонием на практике оставлены два обобщенных способа:

•сжигание оружейного плутония в виде МОХ-топлива в ядерных реакторах любых типов;

•иммобилизация.

113

Стороны также выразили ясное понимание того, что периоду иммобилизации или сжигания в виде МОХ-топлива неизбежно предшествует достаточно длительный период хранения избыточного для целей обороны оружейного плутония. США сделали официальное заявление о том, что они считают избыточным с точки зрения национальной обороны 52,4 т плутония оружейного качества. Из них примерно 38 т представляют собой сравнительно чистый (с легирующими добавками) ядерный материал, извлекаемый из демонтируемых ядерных боеголовок; примерно 14 т – достаточно «грязный материал» в виде сложных солей, полученных в ходе химических и металлургических очисток плутония, т.е. плутоний в «сложных формах».

Соответственно, если сами процессы лицензирования ядерной деятельности не встретят больших преград, представители Министерства энергетики США (хозяин ядерных оружейных материалов) хотели бы 38 т плутония использовать в качестве МОХ-топлива и 14 т подвергнуть иммобилизации. Эти планы на практике могут изменяться. Так, например, придя к власти, администрация Буша потребовала пересмотра всех программ по нераспространению, которые США ведут с Россией, и изменило свое отношение к вопросу утилизации избыточного плутония. В январе 2002 г. США объявили об отказе от технологии иммобилизации и решении придерживаться исключительно МОХ-технологии. По заявлению Министерства энергетики США, такое решение позволит сэкономить 2 млрд долларов от общей сметы американской программы и ускорит процесс закрытия бывших объектов военного ядерного комплекса.

Вто же время общественность в США придерживается мнения, что значительная часть плутония должна быть иммобилизована, т.е. вообще изъята из оборота как некий символ зла, причем приводятся достаточно убедительные расчетные аргументы в пользу того, что сжигание избытка оружейного плутония в реакторах будет сложнее и дороже, чем иммобилизация. Что касается плутония в достаточно «грязных» формах, например в виде солей (в основном фторидов и хлоридов), то их иммобилизация явно экономически выгодна, так как для использования в топливе плутоний должен быть доведен до высокой степени чистоты, что достаточно сложно и дорого.

ВРоссии преобладает точка зрения, что оружейный плутоний, на производство которого затрачены большие средства, должен быть использован для производства электрической энергии, ибо это является

114

реализацией его энергетического потенциала и в какой-то степени оправдывает средства, которые были истрачены на его производство. В сентябре 1997 г. министр атомной энергетики России В.Н. Михайлов по поручению Президента России сделал заявление, что Россия считает избыточным количеством для целей национальной обороны «до 50 тонн оружейного плутония». Таким образом, заявленные количества избыточного оружейного плутония у России и США примерно равны. Известно мнение представителей Минатома России о том, что подавляющая часть избыточного российского плутония должна быть использована как топливо для ядерных реакторов.

3.3.1.Утилизация оружейного плутония

вэнергетических реакторах

При выборе сценария использования плутония в качестве топлива для любого типа реакторов необходимо пройти стадию первичной обработки. Эти первичные процессы относятся к наиболее опасному с точки зрения ядерного распространения этапу окончательного удаления плутония, поскольку включают обработку больших масс расщепляющегося материала в формах, которые особенно привлекательны для вероятных претендентов на обладание ядерным оружием. К тому же, в начале процесса плутониевые запалы содержат чувствительную информацию о конструкции оружия. Поскольку при реакторном варианте удаления плутония для приготовления топливной смеси нужен чистый оксид, требуется дополнительная первичная обработка нечистых форм избыточного плутония. В настоящее время ни в России, ни в Соединенных Штатах нет действующих предприятий, где эта обработка могла бы производиться в промышленном масштабе. Следовательно, для реализации варианта утилизации избыточного количества плутония в качестве ядерного топлива потребуется реконструкция действующих или строительство новых предприятий.

Технологии изготовления смешанного уран-плутониевого топлива или МОХ-топлива для различных типов реакторов во многом идентичны. Оксид плутония, полученный при первичной обработке, смешивается с оксидом урана, и в результате получается смешанное оксидное топливо. Порошкообразная смесь оксидов прессуется в таблетки, которые затем обжигаются, дробятся и помещаются в стержни топливной сборки.

115

Топливные сборки доставляются на реакторы в качестве ядерного топлива. Технология применения плутониевого топлива в легководных реакторах (ЛВР) прошла апробацию и широко используется в Европе. МОХтопливо может быть использовано в действующих реакторах, при соответствующей модернизации активной зоны, и в реакторах, строительство которых близится к завершению. Вариант строительства новых реакторов повлечет более крупные затраты.

На начало 1999 г. в России рассматривались три варианта возможного использования плутония в виде МОХ-топлива. Все эти варианты требуют больших затрат средств и времени.

Вариант 1. Использование существующего реактора БН-600 для сжигания максимально возможного количества оружейного плутония

Утилизация плутония в реакторах на быстрых нейтронах происходит путем «сжигания»» его в активной зоне. При этом реактор превращается из производителя плутония (бридера) в его потребителя. В ГНЦ РФ НИИАР была поставлена серия экспериментов, подтвердивших возможность утилизации оружейного плутония в быстрых реакторах (33 ТВС были облучены на реакторе БОР-60). При этом стоит отметить, что с точки зрения ядерного нераспространения одна из проблем, связанных с бридерами, состоит в том, что ядерные материалы, входящие в ядерное топливо, могут быть воспроизведены, что позволит использовать эти реакторы для производства большего количества плутония, включая оружейный. Кроме того, концентрация плутония в МОХ-топливе для бридеров существенно выше, чем для легководных реакторов. Специалистами было оценено, что быстрые реакторы могут полностью работать на МОХ-топливе, при этом потребление плутония составит 1217 кг в год, что позволит значительно сократить сроки на проведение программы утилизации. Однако, учитывая серьезность данной проблемы, необходимо провести новые и независимые исследования по этому вопросу.

Для исключения воспроизводства плутония оружейного качества в этом реакторе должен быть ликвидирован бланкет, конструкция ТВС должна быть переделана для образования верхней натриевой полости. Это необходимо для ликвидации положительного пустотного натриевого коэффициента реактивности. Кроме этого, требуются менее значительные переделки в других системах реактора. Разумеется, все эти решения должны быть обоснованы и апробированы. В случае перевода дейст-

116

вующего реактора БН-600 полностью на МОХ-топливо, этот реактор с учетом продления его ресурса на 10 лет может использовать в качестве топлива 10–15 т оружейного плутония. Таким образом, задача сжигания 50 т оружейного плутония в этом варианте не решается. Тем не менее это достаточно реальный путь, так как реактор готов и требует сравнительно небольших переделок.

Вариант 2. Использование для сжигания оружейного плутония действующихи строящихся реакторов ВВЭР-1000

Несколько лет теоретически изучается возможность частичной (1/3 – 1/5) загрузки реакторов типа ВВЭР-1000 МОХ-топливом на основе оружейного плутония. Плутоний оружейного качества, состоящий преимущественно из 239Pu, имеет меньшую долю запаздывающих нейтронов, чем плутоний энергетический, который обычно используется в МОХтопливе в реакторах с водой под давлением, например, во Франции и Бельгии. Кроме того, он обладает более высокими значениями усредненных микросечений поглощения и деления, чем 235U. Поэтому его доля в активной зоне должна быть дополнительно уменьшена против обычного значения 0,33. Для использования МОХ-топлива в реакторах ВВЭР-1000 требуется увеличение числа поглощающих стержней в реакторе, что означает переделку верхней крышки реактора с блоком системы управления и всех электрических исполнительных схем. Кроме того, необходима переделка некоторых вспомогательных систем, в частности, системы контроля радиоактивных составляющих в воде первого контура, хранилища свежих и отработанных ТВС. Все эти переделки, особенно верхней крышки реакторов, требуют достаточно больших затрат средств и значительного простоя реакторов.

По имеющимся оценкам российских специалистов потребление плутония в реакторе типа ВВЭР-1000 составит 271 кг в год при частичной загрузке (около 1/3) и 471 кг в год при перспективной загрузке (около 41 %) активной зоны МОХ-топливом, что позволит утилизировать плутоний за 15 – 20 лет при работе шести блоков. Сокращение сроков проведения программы утилизации возможно за счет уменьшения срока кампании топлива. При этом плутоний не будет выжигаться полностью, а остатки будут собираться в массивные высокорадиоактивные блоки отработанного топлива, что поставит существенный заслон повторному использованию плутония в ядерном оружии. Это отработанное топливо соответствует «стандарту отработанного топлива», которое нарабатыва-

117

ется в результате облучения обычного уранового топлива, и оно может спокойно храниться в течение продолжительного времени, пока не будет решен вопрос о геологическом захоронении. Однако экспериментов, подтверждающих возможность использования МОХ-топлива на российских АЭС с реакторами типа ВВЭР-1000, поставлено не было. В России нет необходимой опытной установки для проведения экспериментов, позволяющих сделать оценку основных нейтронно-физических характеристик и характера поведения топлива в ходе облучения. На данный момент работы по этому направлению не вышли даже на стадию НИОКР.

В настоящее время планируется достройка еще трех реакторов типа ВВЭР-1000. В этом случае, в принципе, все 10 реакторов ВВЭР-1000 могли бы быть переведены на использование МОХ-топлива и обеспечить сжигание 50 т оружейного плутония в течение 15 – 20 лет.

Вариант 3. Достройка двух реакторов типа БН-800 (по одному на Южно-Уральской и Белоярской АЭС)

Предполагается, что активные зоны этих реакторов с самого начала могут быть загружены МОХ-топливом практически полностью. В этом случае в течение примерно 20 лет с момента пуска реакторов весь оружейный плутоний может быть использован.

Американские специалисты также изучили различные аспекты сжигания оружейного плутония в реакторах типа PWR и выбрали около 40 реакторов, для которых этот процесс возможен практически без переделок основных систем. Трудности при реализации могут возникнуть при лицензировании этих реакторов, поскольку в США процесс лицензирования включает также опросы общественного мнения, которое может быть негативным по отношению к МОХ-топливу. В случае если в США не будет найдено достаточное количество реакторов PWR, которые смогут получить лицензию на сжигание оружейного плутония в виде МОХтоплива, упор будет сделан на расширение масштабов иммобилизации оружейного плутония.

3.3.2. Производство МОХ-топлива

Как видно, вариант 2 и, особенно, вариант 3 требуют достаточно больших капиталовложений и, в любом случае, потребуют достаточно большого промежутка времени до начала процесса утилизации оружейного плутония. Россия имеет очень ограниченный опыт в изготовлении

118

МОХ-топлива и этот опыт целиком относится к реакторам на быстрых нейтронах.

К сожалению, ни в России, ни в США нет опыта использования МОХтоплива на собственных АЭС, что существенно затрудняет начало реализации программы утилизации. Ни США, ни Россия не обладают на настоящий момент промышленными установками, способными производить МОХ-топливо в необходимых количествах. Производство МОХтоплива представляет особую опасность с точки зрения распространения, поскольку на этом этапе задействованы большие массы порошкообразного плутония и сложные технологические процессы. Кроме того, из-за высокой стоимости изготовления МОХ-топлива откладывается начало реализации программы утилизации оружейного плутония. Ускорить начало производства МОХ-топлива помогло бы использование опыта действующих европейских предприятий, не дожидаясь, пока появятся соответствующие собственные мощности. Но это повлечет за собой межконтинентальные перевозки плутония и передачу ответственности за безопасность другой стране, что негативно отразится на режиме ядерного нераспространения.

Изготовление МОХ-топлива для реакторов ВВЭР требует освоения заварки топливных элементов из сплавов циркония с требуемой плотностью, по крайней мере, в 10 раз лучшей, чем это делается сейчас на урановом топливе. Это новая и сложная для промышленности задача. Как уже указывалось, вследствие высокой активности (в основном α- активности) топливного материала из МОХ-топлива, все технологические операции при изготовлении топлива должны проводиться в изолированных боксах, либо полностью автоматически в герметичных помещениях. Такая технология в настоящее время имеется на комбинате «Маяк» для изготовления малого количества МОХ-топлива. Для промышленного использования МОХ-топлива из оружейного плутония по трехстороннему российско-германско-французскому проекту предполагается сооружение на комбинате «Маяк» так называемой пилотной установки, способной производить МОХтопливо как для реакторов БН, так и ВВЭР, производительностью около 1300 кг в год. Такая установка может дать опыт промышленного производства МОХ-топлива.

Сооружение и эксплуатация этой установки потребует значительных денежных средств. Расчетное время сжигания 50 т плутония в течение 40 лет невозможно обеспечить при эксплуатации только этой установки.

119

Этот факт говорит о необходимости сооружения установок по производству МОХ-топлива общей мощностью, составляющей несколько тонн плутония в год. Около 20 лет назад сооружение такой крупной установки (цех «300») было начато на комбинате «Маяк», но затем остановлено изза недостатка средств и неясности перспектив развития ядерной энергетики на основе быстрых реакторов.

Говоря об использовании оружейного плутония в виде МОХ-топлива, следует упомянуть о технологических проблемах, которые возникают при переработке материала ядерных боеголовок в материал, пригодный для изготовления МОХ-топлива. В ядерных частях боеголовок плутоний содержится в металлической фазе, часто со значительным и сложным легированием материалами, присутствие которых в ядерном топливе допускается на уровне нескольких миллионных частей. Таким образом, встают две технически очень сложные (учитывая радиационную и ядерную опасность плутония) задачи – очистка плутония от легирующих примесей и перевод металла в приемлемую форму диоксида.

Одним из основных легирующих элементов, который добавляется в плутоний для получения приемлемых пластических свойств, является галлий. По предварительным данным считается допустимым (этот вопрос сейчас интенсивно изучается) наличие в оксиде плутония галлия в количестве 10-6 %, что требует организации сложного химического передела по очистке плутония. Другие легирующие добавки в МОХ-топливе также могут оказать вредное влияние на стойкость циркониевых оболочек из-за сложных процессов внутренней коррозии при работе топлива в реакторе. Небольшие примеси легирующих добавок могут затруднить получение диоксида в виде порошка, однородного по структуре и нужного размера для фабрикации топлива. Все эти вопросы в настоящее время подробно изучаются соответствующими лабораториями в России и США.

Таким образом, энергетическое использование высвобождаемого оружейного плутония предполагает решение нескольких задач:

•создание производства ядерного топлива на основе оружейного плутония;

•модернизацию российских АЭС для использования в них МОХтоплива;

120