Документ рассматривает состояние и задачи ядерного топливного цикла Украины, включая международное сотрудничество и планы до 2030 года. Основные цели включают полное обеспечение потребностей АЭС в уране и производственные мощности для ядерного топлива. Важное внимание уделяется разработке новых технологий и переходу к реакторам 4-го поколения для обеспечения безопасности и устойчивости ядерной энергетики.

1. Ядерный топливный цикл Украины, состояние, задачи, международное сотрудничество 1 Бронников В.К., 2 Кошик Ю.И., 3 Красноруцкий В.С., 4 Неклюдов И.М. 1 НАЭК «Энергоатом», 2 УкрНИПИПТ, 3 Научно-технический комплекс «Ядерный топливный цикл» ННЦ ХФТИ, 4 Национальный научный центр “Харьковский физико-технический институт”, 61108, Академическая 1, Харьков, Украина Міжнародна конференція “ Атомно-енергетичний комплекс України: міжнародна співпраця і кооперація, інвестиції, ядерно-паливний цикл” 24-25 червня 2010р., м. Київ

2. Ядерная энергетика в Украине является важной составляющей общего топливно-энергетического комплекса и занимает ведущие позиции в электрообеспечении страны. В настоящее время на 4-х АЭС эксплуатируются 15 энергоблоков (13 ВВЭР-1000 и 2 ВВЭР-440) с общей установленной мощностью 13835 МВт, что составляет около 50% от всей вырабатываемой электроэнергии в Украине.

3. Долгосрочные задачи атомной промышленности определяются "Энергетической стратегией Украины на период до 2030 года ", принятой распоряжением КМУ от 15.03.2006 г. № 145-р . Предусматривается полное обеспечение потребности АЭС Украины в концентрате природного урана и в топливных сборках. Краткосрочные цели отрасли определяются отраслевыми программами и Государственной целевой экономической программой "Ядерное топливо Украины ” , утвержденной постановлением КМУ от 23.09.2009 г. № 1004. Программа рассчитана на 5 лет (до 2013 года) и предусматривает обеспечение развития уранового производства, создание полного цикла циркониевого производства и мощностей по изготовлению ядерного топлива и его элементов в Украине.

4. Начальной стадией ЯТЦ является производство ядерного топлива. Предусматривается увеличение производства U 3 O 8 до 1880 т в год к 2013 году за счет: - поддержания существующей производительности путем ускоренного вскрытия и отработки остаточных запасов месторождений; - отработки запасов Новоконстантиновского месторождения : в ближайшие годы будет осуществляться строительство первой очереди предприятия с вводом пускового комплекса с получением 500 тыс. т. уран. руды - план на 2013 год; - освоения новых месторождений урана: Центрального (западная зона), Северинского, Сафоновского (последнего - технологией подземного выщелачивания); - увеличения объемов переработки урановой руды путем реконструкции и расширения существующего гидрометал-лургического завода (ГМЗ) в городе Желтые Воды, а также увеличения емкости хранилища отходов ГМЗ; - технического переоснащения и внедрения новых технологий добычи.

5. Цирконий добывается на Вольногорском государственном горно-металлургическом комбинате в виде цирконового концентрата и как сырьевой материал поставляется в РФ для производства сплавов циркония и конструкционных элементов ядерного топлива в виде твэлов, ТВС. Программа предусматривает создание циркониевого производства с выпуском 170 т. в год циркониевого проката (по цирконию). В соответствии с Программой планируются и ведутся проработки по организации производства: диоксида циркония; циркониевой губки; трубной заготовки (TREX-трубы;) циркониевого проката (твельные трубы, лента, прутки), а также комплектующих твэлов и ТВС в Украине.

6. В настоящее время в Украине реализуется открытый ЯТЦ с условно “ отложенным решением ” . Изготовление ядерного топлива, включая обогащение урана и изготовление элементов управления и защиты реакторов, осуществляется в Российской Федерации и поставляется в Украину в виде ПС СУЗ и ТВС. Производственные мощности промышленности Украины ныне обеспечивают: - производство природного урана в объеме около 30% (~ 800 т / год ) от потребностей АЭС Украины; - производство ионообменных смол в объеме, необходимому для удовлетворения потребностей уранового производства; - производство циркониевого концентрата в объеме, необходимому для удовлетворения 100% потребностей Украины.

7. Программой предусматривается создание производства комплектующих изделий для ТВС мощностью 620 комплектов в год и строительство первой очереди завода по производству ТВС. Для создания производства комплектующих изделий из циркониевого проката и нержавеющей стали для ТВС необходимо приобрести соответствующие технологии и оборудование, построить и ввести в эксплуатацию новые производства.

8. Основными составляющими звеньями ЯТЦ реакторов типа ВВЭР, эксплуатирующихся на украинских АЭС, являются: - процессы добычи и переработки урановой руды ; - получение гексафторида урана, его обогащение по урану-235 ; - добыча и переработка циркониевой руды ; - производство циркониевого сплава и проката ; - производство тепловыделяющих сборок, и их ис- пользования на АЭС ; - обращение с отработанным ядерным топливом ОЯТ. Конкретные стадии и этапы ЯТЦ Украины, реализуемого на сегодня и планируемые на будущее, представлены на рис. 1.

9. Ядерный топливный цикл Украины

10. Для создания недостающих элементов ЯТЦ в Украине необходимо на ближайшее десятилетие предусмотреть: - увеличение добычи и мощностей собственного уранового производства до полного (100%) обеспечения потребностей отечественных АЭС; - организация и развитие циркониевого производства, необходимого для изготовления комплектующих ТВС; - создание завода для производства ТВС и ядерного топлива для реакторов Украины; - корпоративное участие Украины в создании международного центра по обогащению урана и в производстве ТВС для отечественных АЭС в городе Ангарске; - выработка концепции и единой государственной программы по обращению с отработанным ядерным топливом АЭС Украины.

11. Одной из важных стадией ЯТЦ является эксплуатация топлива в реакторах. В настоящее время для реакторов ВВЭР- 1000 практически на всех АЭС вводятся на реакторах ВВЭР-1000 4 х летний цикл работы ядерного топлива, а на ВВЭР-440 5-6 ти летние циклы. Реализуется Проект квалификации ядерного топлива Украины. Осуществляется проектирование и обоснование безопасности и эксплуатации смешанных загрузок ядерного топлива альтернативных поставщиков в реакторах ВВЭР-1000. Идут работы по обоснованию перевода топлива в режимы работы в условиях маневрирования мощности реактора и слежения за нагрузкой. Прорабатываются вопросы внедрения 18-месячных циклов работы блоков.

12. Завершающей стадией ЯТЦ является обращение с отработанным ядерным топливом. В Украине : - с 2002 года ОЯТ Запорожской АЭС хранится на площадке АЭС в хранилище «сухого типа» до принятия решения ; - ОЯТ с остальных АЭС отправляются на хранение в РФ ; - принято решение и ведутся работы по строительству в Украине централизованного хранилища ОЯТ со всех АЭС Украины.

13. В Украине к настоящему времени нет завершенной концепции и единой государственной программы по обращению с ОЯТ АЭС Украины. В НАНУ прорабатываются технологии кондиционирования ОЯТ и РАО, ведутся исследования по обоснованию создания мест захоронения РАО в геологические формации. Необходимо объединить воедино все исследования и разработки, которые ведутся в рамках ядерно-энергетической отрасли и НАНУ, скоординировать по времени выполнения программ и обеспечить нужными объемами финансирования исследовательских работ и технологий в решении проблем обращения с ОЯТ и РАО.

14. В настоящее время разрабатываются концепции новых ядерных источников энергии, т.н. реакторы 4-го поколения, обладающих внутренне присущими им свойствами безопасности и высоким уровнем самозащищенности. Международным сообществом для проработки отобрано шесть реакторных концепций : - БЫСТРЫЕ РЕАКТОРЫ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ ; - БЫСТРЫЕ РЕАКТОРЫ СО СВИНЦОВЫМ (ИЛИ ЭВТЕКТИКА Pb–Bi) ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ; - БЫСТРЫЕ РЕАКТОРЫ С ГАЗОВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ ; - ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНЫЕ РЕАКТОРЫ С ГАЗОВЫМ ОХЛАЖ-ДЕНИЕМ ; - БЫСТРЫЕ ИЛИ ТЕПЛОВЫЕ РЕАКТОРЫ С ВОДОЙ ЗАКРИТИ-ЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ; - РЕАКТОРЫ НА ТЕПЛОВЫХ ИЛИ ПРОМЕЖУТОЧНЫХ НЕЙТРОНАХ С РАСПЛАВАМИ СОЛЕЙ.

15. Реактори 4-го покоління Lead Fast Reactor Sodium Fast Reactor Molten Salt Reactor Gas Fast Reactor Supercritical Water-cooled Reactor Very High Temperature Reactor

16. Рассмотрение будущих ЯТЦ Украины основывается на анализе типов возможных реакторов, и в какой, последовательности они могут внедряться в атомную энергетику. Основной приоритет отдается тем вариантам, которые обеспечивают наиболее высокие экономические показатели и удовлетворяют экологическим требованиям. Наиболее перспективны ЯТЦ для недалекого будущего, необходимые для проработок, это: - замкнутый ЯТЦ с реакторами типа ВВЭР; - ЯТЦ с реакторами типа ВТГР; - ЯТЦ с реактором типа CANDU; - замкнутый ЯТЦ с тандемным циклом: реакторы ВВЭР - быстрые реакторы; - ЯТЦ с реакторами с теплоносителем в виде солевых расплавов; - ЯТЦ быстрого реактора, работающего в режиме волны ядерного горения.

17. К основным проблемам по разработкам быстрых реакторов с натриевым теплоносителем относятся: - отсутствие четкого обоснования типа реактора с нужным КВ и его экономическими показателями, учитывая возможные ЯТЦ с ураном и торием; - сложность задач и большие экономические затраты на создание промышленности по переработке ОЯТ и заводов по производству МОХ топлива; решение проблем по нераспространению. Поэтому широкомасштабное внедрение быстрых реакторов в мировую структуру АЭ во времени не определена, и зависит от количества новых обнаруживаемых месторождений урана и совершенствования технологий его извлечения. До решения всех основных проблем каждое государство будет развивать АЭ исходя из экономики ЯТЦ.

18. В Украине запасы природного урана по оценкам составляют  300 тыс. тонн . Это означает, что при учете планов по увеличению мощности АЭС, этих запасов хватит примерно на 100 лет работы реакторов типа ВВЭР при использовании ЯТЦ открытого типа. В случае применения замкнутого ЯТЦ и использования наработанного ОЯТ, это время может быть увеличено лет на 20 . Учитывая неизбежность перехода к ЯТЦ с быстрыми реакторами и необходимость накопления опыта работы с МОХ топливом необходимо в Украине прорабатывать на первом этапе структуру ЯТЦ с реакторами ВВЭР работающими на МОХ топливе.

19. Привлекательны ЯТЦ с реакторами типа CANDU. Эта привлекательность обусловлена простотой изготовления твэлов и ТВС и возможностью использования в качестве топлива природного урана. Использование обогащенного урана практически нивелирует отличие ЯТЦ с реакторами CANDU от ЯТЦ с реакторами типа ВВЭР, оставляя в неопределенности решение заключительной стадии ЯТЦ – обращение с ОЯТ реакторов типа CANDU.

20. В НАН Украины ведутся научные разработки новых перспективных ядерно-энергетических реакторов: - источника нейтронов, основанного на подкритической сборке, управляемой линейным ускорителем электронов – прообраза безопасного, экологически чистого ядерного реактора будущего; - высокотемпературного газоохлаждаемого реактора (актуального с точки зрения возможности наработки водорода); - быстрого жидко-солевого реактора; - быстрого реактора, работающего в режиме волны ядерного горения (реактор Феоктистова-Тейлора); - энергетических термоядерных установок. Особое значение имеет переход к подкритическим ядерным энергетическим системам, управляемым ускорителем. Работа таких систем исключает возможность развития неуправляемой цепной реакции деления ядер, поскольку цепная реакция полностью прекращается с выключением ускорителя.

21. Схема общего вида подкритической сборки, управляемой линейным ускорителем с размещенными нейтронными каналами (АНЛ США - ННЦ ХФТИ).

22. НАН Украины совместно с Минтопэнерго и НАЭК Украины определили и предложили институты в качестве головных проектировщиков АЭС, головных институтов по основным научно-техническим работам в ядерной энергетике Украины. Для успешного выполнения сложных и неотложных задач ядерной энергетики и радиационных технологий в Украине крайне необходимо создание в структуре Кабинета Министров Украины центрального органа исполнительной власти типа “Государственного комитета по ядерной энергетике и атомной промышленности”.

23. http://www.kipt.kharkov.ua