ММР - проблемы гарантий и нераспространения

Алексей Ланкевич, ОПУБЛИКОВАНО 22.04.2020

Мы публикуем в порядке дискуссии статью "Основные проблемы гарантий и нераспространения, стоящие перед малыми модульными реакторами".

Автор - Алексей ЛАНКЕВИЧ.

Абстракт

В настоящее время наблюдается большой интерес к малым модульным реакторам (ММР). Это связано с рядом преимуществ реакторов такого типа, которые позволяют рассматривать данное направление как средство снижения рисков, присущих проектам АЭС большой мощности.

Поскольку основополагающей целью развития данной технологии являются страны-новички, основным требованием для всех конструкций малых модульных реакторов будет минимизация потенциалов распространения и террористической деятельности с помощью подходов к проектированию, учитывающих устойчивость к распространению, в сочетании с гарантиями МАГАТЭ и другими международными обязательствами.

Несмотря на все заявленные преимущества, которые широко разрекламированы, ММР имеют довольно внушительный спектр недостатков.

В этой статье мы хотим выделить и исследовать, как ММР бросают вызов существующему режиму нераспространения.

И как различные аспекты конструкций ММР, такие как: обогащение, инвентаризация делящихся материалов, выгорание, наработка плутония, срок службы активной зоны, перегрузка, подземные, подводные и опечатанные конструкции, обсуждаются в контексте проблемы гарантий и нераспространения.

Наконец, мы сделаем выводы из проведённого анализа.

Статья

В последние годы не слишком знакомая широкой общественности аббревиатура ММР (малые модульные реакторы) стала новой тенденцией в развитии ядерной энергетики во всем мире.

Проекты таких реакторов разрабатываются в России, Аргентине, Китае, США, Канаде, Южной Корее, Японии и в ряде других стран.

Постепенно разворачивается настоящая технологическая гонка. В настоящее время в мире существует более 50 конструкций таких реакторов. Вот некоторые, которые являются наиболее приемлемыми в сегодняшних реалиях.

1) CAREM 25 - разработка национальной комиссии по атомной энергетике Аргентины, это интегральный легководный реактор (LWR) электрической мощностью 30 МВт и тепловой мощностью 100 МВт;

2) NuScale - водо-водяной ядерный реактор с интегральной компоновкой 50-60 МВт(э), разработанный одноименной американской компанией. Реактор спроектирован по модульной схеме, позволяющей объединять до 12 модулей в единую систему.

3) HTR-PM - высокотемпературный газоохлаждаемый малый модульный реактор с шаровой засыпкой активной зоны, разрабатывается в Китае институтом ядерных и новых энергетических технологий университета Цинхуа. Станция находится на завершающем этапе строительства, проект из двух реакторов по 250 МВт (т) и одной турбины на 211 МВт (э).

4) КЛТ 40С - водо-водяной реактор для установки на плавучую атомную электростанцию, которая оснащается двумя реакторами по 35 МВт (э). 19.12.2019 в городе Певеке плавучая атомная теплоэлектростанция ПАТЭС выдала первую электроэнергию в изолированную сеть Чаун-Билибинского узла Чукотского автономного округа. Мощности такой станции достаточно для обеспечения энергопотребления города с населением около 100 тысяч человек.

В настоящее время разрабатывается оптимизированный плавучий энергоблок с двумя реакторами типа РИТМ-200M общей мощностью 100 МВт. РИТМ-200M также является водо-водяным реактором, его отличительной особенностью являются четыре парогенератора, интегрированные в корпус активной зоны.

5) РУ СВБР-100 - реактор модульного типа со свинцово-висмутовым теплоносителем и быстрым спектром нейтронов, проект находится в высокой степени проработки, он базируется на уникальном опыте создания и эксплуатации реакторных установок для атомных подводных лодок.

6) General Atomics EM-2 - это высокотемпературный модульный реактор (265 МВт(э)) на быстрых нейтронах с гелиевым охлаждением, в котором в качестве топлива используется отработавшее топливо действующих ядерных реакторов, продолжительность кампании его активной зоны составляет 30 лет.

7) Toshiba 4S - это 10 МВт(э) реактор с жидкометаллическим (натриевым) охлаждением, с быстрым спектром нейтронов, разрабатываемый Toshiba и центральным научно-исследовательским институтом электроэнергетики (CRIEPI) Японии. Фактически реактор будет расположен под землей, в то время как здание с блочным щитом управления будет иметь над земное расположение.

Преимущества ММР довольно очевидны: к энергосистемам, в которых они будут работать, предъявляются значительно облегченные требования, они будут дешевле при массовом производстве, проще в эксплуатации, качественнее и быстрее возводимые при их массовом строительстве.

Всё это возможно благодаря тому, что весь комплект оборудования будет изготавливаться в заводских условиях и подразумевает модульное серийное исполнение с минимальным объёмом строительно-монтажных работ непосредственно на предполагаемой площадке размещения.

За то время, пока будет разворачиваться площадка с инфраструктурой, завод изготовит модуль ММР и останется только доставить блок на площадку и подключиться к сети.

Все проекты ММР имеют модульную конструкцию и позволяют иметь многомодульную систему из готовых блоков на одном объекте, если это необходимо заказчику.

Это даст возможность замены мощных станций (например угольных), а также повышает приспособленность к работе в режиме переменных нагрузок (следованию за мощностью) и приводит к сокращению сроков окупаемости (поэтапный ввод в эксплуатацию отдельных модулей, при котором работающие блоки обеспечивают строительство и ввод в эксплуатацию последующих).

Ко всему прочему, для ММР характерны высокая степень транспортной мобильности, возможность подземного и подводного размещения (более высокая защита от стихийных бедствий), более дешёвый вывод из эксплуатации, гарантированная безопасность (уменьшение радиуса зоны планирования защитных мероприятий вокруг ММР, как правило, до 300 метров) и значительно меньшая численность профессионального персонала.

У кого больше шансов выиграть эту гонку? Всё достаточно традиционно - у разработчика, который первым представит референтный блок.

Если мы вспомним историю атомной энергетики, то процесс развития шёл от малого к большому. Это было оправдано как экономическими выгодами, так и инновациями в технологии.

Вначале вам нужно разработать прототип, затем протестировать в среднем масштабе и только потом построить референтный блок и запустить серию. Сейчас мы пытаемся найти оправдание необходимости вернуться туда, откуда начали, подводя под это новую философию.

Поскольку основополагающей целью развития данной технологии являются страны-новички, то одним из основных требований для всех конструкций малых модульных реакторов будет минимизация потенциалов распространения и террористической деятельности с помощью подходов к проектированию, учитывающих устойчивость к распространению, в сочетании с гарантиями МАГАТЭ и другими международными обязательствами.

В свою очередь, основная цель МАГАТЭ заключается в мониторинге и проверке государств-членов на предмет выполнения ими своих обязательств, а также с помощью национальных гарантий осуществления материального контроля и учёта.

Реализация массового внедрения ММР, потребует как достижения их экономической эффективности и конкурентоспособности, так и необходимости решения проблем нераспространения, которые при этом возникнут перед международным сообществом

Несмотря на все преимущества ММР, которые достаточно широко разрекламированы, небольшие модульные реакторы имеют довольно внушительный спектр недостатков.

Теперь мы предпримем попытку изучить и осветить, как ММР бросают вызов существующему режиму нераспространения. Также мы постараемся показать наиболее важные задачи, стоящие перед разработчиками ММР.

Итак, начнём.

Во-первых, об обогащении топлива, которое у большинства ММР значительно выше, чем у современных энергетических реакторов, что, с точки зрения большей части специалистов, будет наиболее важным при решении регулирующих и процедурных задач, связанных с этим.

Многие конструкции ММР имеют обогащение топлива около 20%. Это верхний предел низкообогащённого урана, установленный МАГАТЭ. Использование такого высокообогащённого (HALEU) топлива предполагает некоторые эксплуатационные преимущества.

Однако если мы сравним количество работ разделения и энергетических ресурсов, необходимых для получения оружейного урана из топлива с обогащением 20% и 5%, мы увидим разницу почти в три раза.

Переход к такому высокому уровню обогащения представляет собой одно из наиболее политически и институционально чувствительных решений. В настоящее время в мире не существует устоявшейся нормативно-правовой базы для высокообогащённого (HALEU) топлива, а также нет правил для перевозки такого топлива между странами.

Далее, об увеличении числа ядерных реакторов (ядерных площадок), общего количества ядерного материала, находящегося в обращении, и удалённого расположения самих площадок.

Всё это значительно увеличит объём работы по осуществлению гарантий под эгидой МАГАТЭ, что, в свою очередь, приведёт к увеличению ресурсов и бюджета самого агентства.

Также это увеличит количество потенциальных целей для диверсий и террористических актов и вероятность ошибок при учёте ядерного материала.

Теперь, если речь идёт о небольших количествах делящегося материала, используемого в таких реакторах, то следует напомнить, что, как известно, критическая масса, необходимая для создания ядерного взрывного устройства, составляет 52 кг U-235 (обогащённого до 94%) или 10 кг Pu-239.

И если мы посмотрим на такие проекты реакторов-размножителей, как Toshiba 4S и СВБР-100, мы увидим, что в них содержание делящихся материалов существенно больше. Таким образом, ММР должно будет уделяться такое же внимание, как и большим реакторам, с точки зрения проверки ядерных материалов.

Многие ММР, имеющие конструкции с быстрым спектром нейтронов, могут использоваться как наработчики плутония. Следовательно, ММР с жёстким спектром нейтронов должны быть реализованы с такими техническими решениями, которые исключали бы возможность производства плутония.

Например, некоторые проекты, упомянутые ранее, Toshiba 4S и СВБР-100, разработаны так, что у них нет зоны воспроизводства. Однако отсутствие её не является надёжной мерой, так как всегда можно найти свободное место возле активной зоны и тайно превратить его в зону конверсии.

Тогда на первый план выходит коэффициент конверсии, то есть, он должен оставаться заведомо меньше единицы при различных конфигурациях активной зоны, а возможность воспроизводства в отражателе должна исключаться. Такие ограничения и их воплощение в жизнь потребуют тщательных независимых оценок.

Теперь, что касается высокого выгорания, опечатанной конструкции и редких перегрузок ММР.

Выгорание ядерного топлива - это мера количества энергии, выделившейся при использовании или "сжигании" топлива в реакторе. Таким образом, чем дольше топливо используется для выработки энергии, тем выше его выгорание.

По мере увеличения выгорания снижается потенциал отработанного ядерного топлива для целей производства оружия. Более высокое выгорание уранового топлива приводит к увеличению количества изотопа Pu-240 в отработавшем топливе. А он, как известно, в свою очередь, приводит к предварительной детонации ядерного оружия из-за спонтанного деления.

Если цепная реакция начинается до максимального сжатия (предетонации), ожидаемый выход будет уменьшен с примерно 20 килотонн до одной килотонны. По этой причине содержание Pu-240 в плутонии, использованном в бомбе в Нагасаки, было сведено к минимуму.

Однако отсутствие спонтанного деления Pu-240 не приводит к снижению выхода от такого устройства ниже примерно 1 килотонны. Взрывное устройство весом в одну килотонну по-прежнему остаётся очень мощным оружием.

С точки зрения гарантий и нераспространения кажется, что опечатанные конструкции ММР наделены огромным количеством преимуществ. В этом есть своя правда, ведь их загружают и выгружают, после истечения срока службы, на заводе производителе.

Но давайте посмотрим на этот вопрос с другой стороны. Прежде всего, это возможность диверсионных или террористических актов против них, особенно в развивающихся странах. И даже если они не приведут к серьёзным последствиям, можно представить панику во всём мировом сообществе по этому поводу.

Во-вторых, отсутствие доступа для инспекций, то есть, как контролировать и проверять ядерные материалы. В-третьих, существует возможность производства плутония при такой конструкции, особенно для ММР с повышенным обогащением.

Существуют и другие технические барьеры, ограничивающие преимущества опечатанной (запломбированной) конструкции.

Вот некоторые из них: удары и вибрации при транспортировке, которые могут привести к появлению любых дефектов, растрескиванию или смещению топлива.

Возвращение опечатанных ММР на завод изготовитель после окончания срока эксплуатации, должно быть тщательно спроектировано, это связанно с остаточным тепловыделением. И эта проблема сильно ограничивает размер ММР. Для примера, без каких либо изменений в конструкции, ММР должен быть в 30 раз меньше, чем AP-1000.

Существует два способа решения этой проблемы. Первый - это, как было сказано в примере, простое уменьшение размеров реактора, в этом случае никаких дополнительных систем охлаждения не потребуется. Второй - искать способ охлаждения отработавшего топлива при транспортировке обратно на завод. Но этот метод будет значительно дороже и более трудоёмкий.

Большинство разрабатываемых ММР характеризуются более длительным сроком службы активной зоны, чем существующие ядерные реакторы (например, Toshiba 4S и GA EM-2, которые имеют срок службы активной зоны до 30 лет и более).

В связи с этим существует ряд проблем, которые необходимо решить. Во-первых, как будет решаться вопрос технического обслуживания оборудования с таким большим сроком службы активной зоны, во-вторых, как вести учёт и контроль ядерных материалов без доступа к активной зоне.

Короче говоря, срок службы активной зоны более четырёх лет не обязательно уменьшит частоту обращения к активной зоне, если это решение не будет сопровождаться другими конструктивными особенностями, которые будут решать задачи регулярного технического обслуживания и контроля материалов.

Удалённый мониторинг ядерных материалов, который широко используется в больших реакторах, не подходит для ММР. Поскольку ММР имеют модульную опечатанную конструкцию, необходимо будет разработать внутрикорпусные датчики для контроля всех систем реакторов типа LWR.

Другой особенностью таких реакторов является большое количество воды между активной зоной и корпусом. Это является причиной того, что сильно замедлённые нейтроны будут ограничивать использование нейтронных камер, расположенных вне корпуса, для измерения нейтронных полей и мощности. Поэтому должны будут разработаны и испытаны более чувствительные нейтронные детекторы, которые будут противостоять высоким температурам и длительному облучению.

Для реакторов с быстрым спектром должны быть предусмотрены высокоэнергетические детекторы, устойчивые к высоким потокам нейтронов.

Также в случае удалённого мониторинга следует обеспечить высокую надёжность беспроводной связи от кибернетических атак и защиту от несанкционированной передачи информации.

Подземное или подводное расположение может увеличить нагрузку на защитные меры и снизить удобство доступа для необъявленных инспекций.

Если посмотреть на них с точки зрения физзащиты, то тоже возникают вопросы. Когда террористы захватывают такие объекты и берут заложников, внешним силам реагирования будет очень трудно влиять на ситуацию. Возможное решение этой проблемы - разместить блочный щит управления в надземной или надводной части, как в проекте "Toshiba 4S".

И в конце, поскольку, так называемые морские технологии, такие как КЛТ-40, уже используются, становится необходимым разработать международные стандарты в области гарантий и нераспространения для них, ведь пока их потенциал ограничен внутренним рынком.

Выводы

Так как к малым модульным реакторам проявляется столь повышенный интерес, а в прессе в основном можно найти только хвалебные оды этому перспективному направлению, то мы решили произвести критический анализ вопросов касающихся ММР с позиции гарантий и нераспространения.

Конструкции ММР могут похвастаться многими преимуществами и улучшениями, в некоторых случаях даже в области нераспространения. Тем не менее, как можно видеть из сделанного нами анализа, имеется довольно внушительный ряд выявленных задач, которые необходимо будет решить перед развертыванием данной технологии, тем более в странах-новичках.

Они включают в себя:

      - разработку нормативно-правовой базы для высокообогащённого (HALEU) топлива и для его межгосударственной транспортировки;

      - разработку технически обоснованных решений для ММР с быстрым спектром нейтронов, которые исключали бы возможность производства плутония;

      - рассмотрение возможных направлений диверсионных и террористических атак на ММР с различным типом размещения и разработку планов и инструкций по их предотвращению;

      - разработку новых подходов, а также новых внешних детекторов и внутри корпусных датчиков для контроля, учёта и для удаленного мониторинга ядерных материалов;

      - разработку способов охлаждения ОЯТ при его транспортировке на завод-изготовитель;

      - разработку оборудования, которое может работать без технического обслуживания соизмеримое время со временем службы активной зоны.

Решения и улучшения, сделанные в свете вышеизложенных предложений, дадут нам бо́льшую уверенность в области гарантий и нераспространения при развёртывании ММР по всему миру, предоставляя нам устойчивую и безопасную альтернативу возобновляемым источникам энергии.

Список использованной литературы

1. Advances in Small Modular Reactor Technology Developments. A Supplement to: IAEA Advanced Reactors Information System (ARIS), 2018. IAEA, 250 pages.

2. Free download from: https://aris.iaea.org/Publications/SMR-Book_2018.pdf. Handbook of Small Modular Nuclear Reactors, 2014. Editors: Carelli, M.D. and Ingersoll, D.T., 1st edition, Elsevier - Woodhead Publishing (WP), Duxford, UK, 536 pages.

3. Antysheva, T., 2011. "SVBR-100," Presentation for New Generation Power Plants for Small and Medium-sized Power Applications. IAEA-TECDOC-1263 Application of Non-destructive Testing and In-service Inspection to Research Reactors, 2001.

4. Arie, K., Grenci, T., 2009. 4S-Reactor Super-safe, Small and Simple. AS-2009-000036 Rev.1 PSN-2009-0563, June 2009.

5. Bunn, M., Wier, A., 2006. Terrorist nuclear weapon construction: how difficult? Ann. Am. Acad. Polit. Soc. Sci. 607, 133e149.

6. Chebeskov, A., 2010. SVBR-100 Module-type Fast Reactor of the IV Generation for Regional Power Industry. The 4th Asia-Pacific Forum on Small and Medium Reactor: Benefits and Challenges, Berkley, CA, 18th e19th June 2010.

7. Small modular reactors: a challenge for spent fuel management? Irena Chatzis. Bulletin IAEA Number: 60-2, June, 2019.

8. Legal and Institutional Issues of Transportable Nuclear Power Plants: A Preliminary Study. IAEA Nuclear Energy Series No. NG-T-3.5.IAEA. Vienna. 2013.

9. Система АЭС малой мощности как фактор национальной безопасности России. PROATOM.RU,12/05/2009. Т.Д. Щепетина, к.т.н., нач. лаб. ИЯР РНЦ "Курчатовский институт".

10. О коммерческих приоритетах ПАТЭС. PROATOM.RU, 03/04/2005. Э.Л. Петров, главный конструктор ПАТЭС, к.т.н.

11. Small Modular Reactors for Enhancing Energy Security in Developing Countries. Ioannis N.Kessides 1, and Vladimir Kuznetsov . Sustainability 2012,4, 1806-1832; doi:10.3390/su4081806, ISSN 2071-1050.

12. Nonproliferation improvements and challenges presented by small modular reactors. Shikha Prasad , Ahmed Abdulla , M. Granger Morgan , Ines Lima Azevedo. Progress in nuclear energy. Volume 80, April 2015, Pages 102-109.

13. IAEA Update on KLT-40S, 2013. http://www.iaea.org/Nuclearpower/Downloadable/aris/2013/25.KLT-40S.pdf

14. International Atomic Energy Agency, 2014a. How We Implement Safeguards. http://www.iaea.org/safeguards/what.html.

15. International Atomic Energy Agency, 2014b. Safeguards Legal Framework. http://www.iaea.org/safeguards/what.html.

Ключевые слова: Малая энергетика, Нераспространение, Статьи, Мнения

---

Другие новости:

Российские атомщики, работающие по инозаказам в соответствии с межправсоглашениями, смогут пересекать границу России

Распоряжение об этом подписал Мишустин.

Путин поручил разработать программу развития атомной науки и технологий

Разработать и утвердить в трёхмесячный срок.

На пусковом энергоблоке №1 Белорусской АЭС успешно завершена горячая обкатка

Далее - ревизия оборудования.

---

---

---

---

Поиск по сайту: