ЦЕНТР СОДЕЙСТВИЯ ГРАЖДАНСКИМ ИНИЦИАТИВАМ
Поиск по сайту:   
English
Главная
Бюллетень "Гражданская инициатива"
Публикации
Ссылки
О нас
Карта
Пишите нам

N2(6) 2000 г. Содержание
< Предыдущая статья | Следующая статья >

Главная тема

ОРУЖЕЙНЫЙ ПЛУТОНИЙ: "ТАЙНЫ" НИИАРа
Это можно знать иностранным специалистам,
но чуть не стало недоступным для жителей региона

Когда было задумано организовать на страницах бюллетеня "Гражданская инициатива" общественное обсуждение проблемы утилизации оружейного плутония на базе ГНЦ НИИАРа, то нам хотелось предоставить вниманию читателей не очередную пропагандистскую статью руководителей Димитровградского атомного центра, а максимум полезной информации, включая сведения по технологии производственных процессов. Ведь и независимым от атомного ведомства специалистам, и представителям антиядерных общественных объединений, и другим россиянам, интересующим данной проблемой, важно знать, что за технология применяется в ГНЦ НИИАРа для утилизации оружейного плутония, в чем ее суть, какие планы у атомного центра на перспективу и так далее. Без этого трудно дать всестороннюю оценку развития ситуации.

Вот почему, когда по нашей просьбе директор ГНЦ НИИАР А.Ф.Грачев прислал в "Центр содействия гражданским инициативам" текст своего выступления под названием "Первый опыт по конверсии российского плутония военного происхождения в ядерное топливо", мы остановились на этом варианте. Собственно, чтобы быть максимально точным, следует пояснить: текст названного выступления являлся докладом А.Ф.Грачева на Первом международном энергетическом Форуме JNC "Энергообеспечение и окружающая среда в XXI веке", проходившем в японском городе Цуруга. Познакомившись с этим материалом, мы пришли к выводу: если изложенная в докладе информация доступна для зарубежных специалистов, то почему бы не познакомить с ней и наших российских граждан.

Более того, мы решили присланный директором НИИАРа текст сохранить и дать максимально. А перед тем, как поставить в готовящийся номер "Гражданской инициативы", мы отправили непосредственно Алексею Фроловичу и попросили сверить, а также уточнить, сколько килограммов оружейного плутония к настоящему времени переработано на базе НИИАРа в уран-плутониевое топливо, сколько из него изготовлено ТВС (тепловыделяющих сборок) и переслать рисунок с изображением технологической схемы, который тоже демонстрировался на международном форуме в Японии.

Мы знаем, что выступление А.Ф.Грачева прочитали ведущие специалисты подразделения атомного центра, занимающегося изготовлением ТВС из уран-плутониевого топлива, внесли некоторые поправки и дополнения. Однако потом возникла ситуация, которую трудно даже объяснить. В тот день, когда мы ожидали окончательный вариант выступления А.Ф.Грачева, в редакцию бюллетеня"Гражданская инициатива" позвонила представитель пресс-группы НИИАРа Г.Л.Павлова. Из ее слов следовало, что Грачев вдруг отказался от публикации своего выступления в бюллетени "Гражданская инициатива". Из слов Павловой было трудно понять, что же послужило основной причиной отказа директора ГНЦ НИИАР от прежней договоренности.

Мы же сделали для себя такой вывод: руководитель атомного центра пожелал уйти от открытого и делового обсуждения проблемы использования оружейного плутония на базе НИИАРа. Самое странное в этой истории состоит в следующем: А.Ф.Грачев решил скрыть от жителей региона даже то, о чем он сам и другие работники НИИ атомных реакторов сообщают на всякого рода зарубежных конференциях, форумах, симпозиумах и т.д.

Разумеется, блажь Грачева не стала препоной для осуществления нашего проекта. И мы подготовили очередной номер "Гражданской инициативы", как и планировали.

Более того, посоветовавшись с работниками атомного центра - бывшими и нынешними - мы пришли к выводу: на разработанные и применяемые здесь технологии (пироэлектрохимическую - для переработки и изготовления МОХ-топлива и виброуплотнения - для изготовления твэлов быстрых реакторов) следует обратить особое внимание. Уже сейчас выясняется, что они обе имеют серьезные минусы. Однако руководители НИИАРа и непосредственно директор атомного центра А.Ф.Грачев, видимо, крайне не заинтересованы, чтобы об этом говорилось. Вот почему нами решено, что организованное на страницах данного номера бюллетеня "Гражданская инициатива" открытое обсуждение проблемы использования на базе НИИАРа оружейного плутония - это не последний шаг в обсуждении острейшей проблемы.

Мы считаем, что по этому важнейшему для региона и России в целом вопросу должны иметь возможность высказать свои суждения не только сами атомщики, но и все заинтересованные лица, особенно независимые от атомного ведомства специалисты да и простые граждане.

А пока ниже даем выдержки из выступления директора ГНЦ НИИАР А.Ф.Грачева, из того самого, с которыми он выступил на международном форуме и от публикации которого он отказался в самый последний момент подготовки данного номера бюллетеня "Гражданская инициатива".


Первый опыт
по конверсии российского плутония военного происхождения в ядерное топливо
(Из доклада директора ГНЦ НИИАР, кандидата технических наук А.Ф. Грачёва на Первом международном энергетическом Форуме JNC "Энергообеспечение и окружающая среда в XXI веке", Япония, город Цуруга)

Минатом РФ разработал концепцию по утилизации плутония, высвобождаемого в результате демонтажа ядерного оружия. Ключевым моментом этой концепции является использование плутония только в энергетических ядерных реакторах. Предполагается, что утилизация начнётся с мало-масштабной стадии - в существующих быстрых реакторах БОР-60, БН-600. В дальнейшем будут использоваться другие современные реакторы (ВВЭР-1000) и перспективные. Деятельность в рамках концепции основана на международном сотрудничестве и уже ведётся при поддержке и участии США, Франции, Германии, Канады и Японии, а также при участии российской энергетической компании "РОСЭНЕРГОАТОМ".

Государственный научный центр Российской Федерации "НИИ атомных реакторов" (г. Димитровград), как участник работ по утилизации плутония, приступил к практической реализации концепции Минатома по переводу металлического военного плутония в смешанное топливо быстрых реакторов на основе пироэлектрохимических методов переработки и технологии виброуплотнения.


НАПРАВЛЕНИЯ РАБОТ ПО УТИЛИЗАЦИИ ПЛУТОНИЯ

Именно в этом комплексе применяется оружейный плутоний для изготовления топливных сборок к реакторам
Именно в этом комплексе применяется
оружейный плутоний для изготовления
топливных сборок к реакторам
ГНЦ РФ НИИАР совместно с другими институтами бывшего СССР с 1970-х годов разрабатывает один из принципиально новых технологических подходов к утилизации и рециклу плутония (различного качества) в быстрых реакторах. Основами этого подхода стали две технологии:

  • пироэлектрохимическая - для переработки и изготовления МОХ-топлива в расплавах солей,
  • виброуплотнения - для изготовления твэлов быстрых реакторов.

Для опытной проверки этих технологий были созданы специальные установки в защитных камерах и разработано оборудование полупромышленного масштаба.

По своим особенностям пироэлектрохимическая технология позволяет работать с любыми соединениями плутония в "голове" процесса. На выходе процесса может быть произведён или порошок PuO2 , или смешанное топливо. Именно эта особенность процесса и позволила легко адаптировать его к задаче утилизации военного плутония.

В 1993 году начались исследования по использованию пирохимической технологии к проблеме утилизации плутония. Исследования по программе AIDA-MOX (Франко-российская) позволили изучить процессы растворения сплава Pu-Ga в расплавленных хлоридах с последующим осаждением PuO.

С 1997 года ГНЦ НИИАР принимает участие в Российско-Американской программе по утилизации плутония и, кроме вопросов производства и лицензирования MOX-топлива, ведутся исследования по пирохимическому процессу конверсии сплава Pu-Ga в диоксид плутония для производства MOX- таблеток.

В том же году усилия ГНЦ НИИАР по прямой конверсии плутония в MOX-топливо с последующим изготовлением виброуплотнённых твэлов быстрых реакторов начал поддерживать концерн РОСЭНЕРГОАТОМ. Именно при поддержке этой компании и по распоряжению Минатома ГНЦ НИИАР получил 50 кг. реального плутония для проведения демонстрационных экспериментов.


ДЕМОНСТРАЦИОННАЯ ПРОГРАММА ПРОИЗВОДСТВА ТОПЛИВА ДЛЯ УТИЛИЗАЦИИ ПЛУТОНИЯ В БЫСТРЫХ РЕАКТОРАХ

Для конверсии плутония в смешанное топливо в ГНЦ НИИАР разработана технологическая схема, включающая пироэлектрохимический процесс для получения топлива с последующим изготовлением твэлов реакторов на быстрых нейтронах методом виброуплотнения.

Схема процесса пирохимической переработки сплава Pu-Ga в MOX- топливо включает следующие основные стадии:

  • растворение металлического сплава плутония и диоксида урана в расплаве солей NaCl2 CsCl,
  • электролиз расплава с регулированным содержанием оксида плутония с диоксидом урана,
  • обработка катодного осадка и получение гранулированного топлива.

Произведённое смешанное топливо очищено от легирующих добавок (Ga) и соответствует техническим стандартам на виброуплотнённое топливо для быстрых реакторов.

Основное оборудование, используемое в данное время, - это оборудование, разработанное ранее для процессов получения МОХ-топлива из оксидов урана и "энергетического" плутония. Оно установлено в защитных камерах и будет использоваться до создания аналогичной линии в цепочке защитных боксов. Основной аппарат - хлоратор-электролизер. В нём проводятся операции растворения исходных материалов (диоксида урана и сплава Pu-Ga), удаления галлия и электролиз с получением катодных осадков UO2- PuO2.

Исходными продуктами являлись сплав Pu-Ga "оружейного" происхождения и обогащённый уран в виде UO2 (реактор БОР-60 работает на топливе с обогащённым эквивалентом 73% U-235). Готовый продукт - гранулированное МОХ-топливо для реактора БОР-60. Программа производства топлива реактора БОР-60, кроме основной задачи - обеспечения топливом реактора БОР-60, - имела целью следующее:

  • отработать процессы растворения сплава Pu-Ga в килограммовых количествах,
  • определить и оптимизировать очистку от галлия,
  • определить характеристики процесса и необходимые длительности и операций с тем, чтобы внести изменения в регламент процесса для выполнения следующих подпрограмм (производства топлива для БН-600) и в проект модернизации боксовой пирохимической установки производства МОХ-топлива.


ПРОИЗВОДСТВО ТВЭЛОВ

Изготовление твэлов реактора БОР-60 с МОХ-топливом проводится методом виброуплотнения по стандартной процедуре, которая используется в ГНЦ НИИАР более 15 лет.

Технология виброуплотнения всегда рассматривалась как один из способов изготовления топливного сердечника, который позволяет существенно снизить стоимость производства твэлов ядерных реакторов и улучшить их эксплуатационные характеристики. Основными преимуществами технологии виброуплотнения и твэлов с виброуплотнённым топливом являются:

  • простота и надёжность производственного процесса за счёт меньшего количества технологических и контрольных операций, что облегчает его автоматизацию и дистанционное управление, благодаря чему она может быть использована при организации изготовления твэлов из высокоактивного (регенерированного) топлива в защитных камерах,
  • возможность изготовления топливного сердечника с легко варьируемыми параметрами и на основе многокомпонентных композиций,
  • возможность использования гранулята любой формы как гомогенного состава, так и в виде механической смеси,
  • меньшее, по сравнению с таблеточным сердечником, термомеханическое воздействие виброуплотнённого топлива на оболочку,
  • ослабленные требования к внутреннему диаметру оболочек твэлов.

Для коррекции кислородного потенциала топлива и устранения влияния технологических примесей в состав гранулированного топлива на стадии приготовления навески вводится геттер в виде гранул металлического урана. Частицы геттера из порошка металлического урана имеют форму близкую к сферической с максимальным диаметром до 100 мкм. В процессе отработки технологии обеспечена равномерность распределения геттера по длине топливного сердечника в пределах +/- 5%.

Возможность изготовления твэлов методом виброуплотнения продемонстрирована в двух вариантах: ручное - в перчаточных боксах и дистанционное - в защитных камерах. В настоящее время функционируют две цепочки перчаточных боксов для изготовления твэлов методом виброуплотнения, на которых реализуются различные экспериментальные программы, а также производится изготовление твэлов и ТВС штатной загрузки реактора БОР-60.

Программа переработки плутония оружейного качества пироэлектрохимическим методом с одновременной очисткой от галлия была начата в конце 1998 года.


ПЛАНЫ ГНЦ НИИАР В ОБЛАСТИ УТИЛИЗАЦИИ ПЛУТОНИЯ

В ближайшие годы ГНЦ НИИАР планирует производить для быстрых реакторов:

  • до 40 ТВС в год для реактора БОР-60 (25-35 кг Pu)
  • 4-10 ТВС в год для реактора БН-600 (25-60 кг Pu)

Программа производства топлива для БН-600 имеет целью получить статистически достаточные данные для перевода его на режим работы гибридной зоны с виброуплотнённым МОХ-топливом. Последующие планируемые действия ГНЦ НИИАР - это освоение технологии в полупромышленном масштабе для производства ТВС гибридной зоны реактора БН-600 - до 50 ТВС в год (300 кг Pu в год). Для осуществления этой программы ведётся модернизация установок по производству топлива и твэлов при частичной поддержке РОСЭНЕРГОАТОМ и ожидается поддержка со стороны JNC (Япония).

Другим направлением работ области утилизации плутония является конверсия сплава в диоксид, пригодный для изготовления таблеток реакторов типа ВВЭР (и других). Эта работа ведётся при поддержке США и при участии других российских организаций - ВНИИНМ и ГСПИ.

Кроме того, ГНЦ НИИАР активно участвует в программе утилизации плутония в реакторах на тепловых нейтронах.

Поскольку ГНЦ НИИАР имеет ряд цепочек перчаточных боксов, исследовательский реактор МИР и комплекс установок для послереакторных исследований рассматривается создание в ГНЦ НИИАР установки для изготовления таблеточного МОХ-топлива и твэлов. Предполагается, что проектирование и изготовление линии будет поддержано со стороны США и Франции. Цель данной работы наладить производство таблеток МОХ-топлива, облучить их в реакторе МИР и провести послереакторные исследования для лицензирования использования МОХ-топлива в реакторе ВВЭР-1000. Эта же линия будет служить для производства таблеток и твэлов для первых трёх полномасштабных ТВС реактора ВВЭР-1000.

Параллельно ведутся исследования по изготовлению виброуплотненного МОХ-топлива для реакторов на тепловых нейтронах. Лабораторные исследования и эксперименты на установке показали возможность пироэлектрохимического производства катодных осадков UO2 - PuO2 с малым (3-5%) содержанием плутония. Такое топливо может быть использовано для производства методом виброуплотнения твэлов реакторов на тепловых нейтронах.

Примечание редакции

В выступлении использованы следующие обозначения химических веществ и соединений:

  • PuO2 - двуокись плутония (диоксид плутония),
  • PuO - окись плутония,
  • Pu-Ga - сплав плутония-галия,
  • Расплав солей NaCl-2CsCl - расплав смеси солей - поваренной и хлористого цезия,
  • UO2 - PuO2 - смесь диоксидов урана и плутония.


От редакции:Кто следующий? Димитровград?

К настоящему времени через так называемый опытно-исследовательский комплекс химико-технологического отделения НИИАРа, где оружейный плутоний перерабатывается в реакторное топливо, прошло уже свыше 100 килограммов этого опаснейшего радиоактивного вещества.

Выступая в прессе, руководители НИИАРа нередко говорят о том, что вырабатываемое на БОР-60 тепло идет для отопления зданий атомного центра и что тем самым экономится газ на ТЭЦ НИИАРа, которая обеспечивает теплом западную часть Димитровграда. Однако при этом умалчивается о другом: идущее от НИИАРа тепло чуть ли не самое дорогое в Среднем Поволжье. Более того, объем накопившейся задолженности города перед НИИАРом уже равен сумме городского бюджета за целый год.

Дальше, по нашим оценкам, ситуация усугубится еще больше. Ведь дальнейшее использование оружейного плутония на базе НИИАРа потребует колоссальных затрат. Как нам стало известно, лишь на модификацию реактора БОР-60 потребуется около 100 миллионов долларов США. А эта сумма примерно в 15 раз превышает задолженность бюджета города Димитровграда за тепло, поставленное НИИАРом. Отсюда несложно понять, во что выльется налогоплательщикам программа утилизации оружейного плутония при использовании его в реакторах (некоторые другие цифры по российской МОКС-программе представлены на 13 странице).


Радиоактивные выбросы постоянно производят даже "нормально" работающие реакторы. Однако при возникающих нарушениях в работе реакторов объемы выбросов радиоактивных веществ неизбежно увеличиваются.

О некоторых радиоактивных выбросах, произошедших в ГНЦ НИИАР, наш бюллетень "Гражданская инициатива" уже рассказывал (смотрите, к примеру, N 1(5) за 2000 год). А ниже и на странице 15 нынешнего выпуска публикуются выдержки из недавно вышедшей книги "Российская атомная энергетика: вчера, сегодня, завтра", автором которой является В.М.Кузнецов, работавший начальником инспекции в Управлении Центрального округа Госатомнадзора России, а позже директором Российского информационно-аналитического центра по предупреждению аварийных ситуаций на объектах атомной энергетики при Международном Чернобыльском Фонде безопасности. Читайте и размышляйте. Ведь с началом использования плутония в НИИАРе опасность возрастает многократно.


Только факты:

"на реакторе МИР-М1 (НИИАР) произошло (1977 г.) расплавление ТВС в петле реактора, приведшее к разгерметизации петлевого канала, загрязнению помещений здания реактора и повреждению кладки реактора".

(Из книги В.М.Кузнецова "Российская атомная энергетика: вчера, сегодня, завтра", М., 2000 г. С.90)

"на реакторе ВК-50 (НИИАР) 17.07.94 г. имел место случай превышения предела активности суточного выброса I-131 в 1,7 раза (5,65 мКи/сут при ПДВ 3,3 мКи/сут) вследствие негерметичности ТВС и отключения установки подавления радиоактивности при выводе реакторной установки в ремонт".

(Из книги В.М.Кузнецова "Российская атомная энергетика: вчера, сегодня, завтра", М., 2000 г. С.91)


< Предыдущая статья Содержание Следующая статья >

English
Главная
Бюллетень "Гражданская инициатива"
Публикации
Ссылки
О нас
Карта
Пишите нам