Малі модульні реактори і нерозповсюдження ядерної зброї – погляд з позиції гарантій безпеки

Автор: Ярушевська Альона

Атомна генерація досі утримує позиції в забезпеченні людства енергією, яка не потребує викопного палива і не здійснює викидів парникових газів в атмосферу у порівнянні до вугільних електростанцій. Нині світова енергетична галузь готується до впровадження в недалекому майбутньому вдосконалених ядерних реакторів IV покоління. Великі перспективи пророкують малим модульним реакторам (ММР) потужністю до 300 МВт. Ця модель пропонує такі переваги як можливість застосування маневрових режимів, менші витрати на спорудження таких реакторів і ширший вибір майданчиків для їх розташування завдяки модульній конструкції. Таким чином, ММР можуть поступово замінити великогабаритні ядерні реактори великої потужності та електростанції на викопному паливі, ставши, разом з відновлюваними джерелами енергії, безпечнішою та доступнішою альтернативою.

Щоб атомна енергія продовжувала служити винятково мирним цілям, нова технологія має залишати якомога менше можливостей використати її для створення ядерної зброї. Ідеться передусім про можливість втрати контролю над ядерним матеріалом або використання ядерного палива на збройові потреби. А це за сьогоднішніх обставин – питання не менш важливе ніж ядерна та радіаційна безпека.

Сама конструкція ММР містить низку нововведень, які знижують імовірність використання їх у військових цілях, зокрема:

• ММР мають менші габарити, ніж реактори традиційних конструкцій, завдяки чому потенційно потребують меншого нагляду. Іншими словами, область нагляду, фізичної безпеки та захищеності менша, а отже здійснювати контроль простіше.
• ММР потребують меншої кількості палива, а отже викиди радіоактивних речовин у разі нештатних ситуацій будуть меншими. Таким чином, критична маса подільного матеріалу менша, ніж у традиційних реакторів. Кількість має значення у створенні ядерної зброї. 
• Високий ступінь вигорання палива, яке завдяки довшій роботі стає непридатним для використання в ядерній зброї. 
• Певні проєкти ММР мають активну зону, опечатану на заводі-виробнику, чи потребують рідшого (раз на 300 місяців) перевантаження палива. Це суттєво ускладнює використання свіжого чи відпрацьованого ядерного палива для військових цілей.  
• Кількість модулів на одному майданчику: одна з потенційних переваг ММР полягає в тому, що один чи кілька додаткових модулів можна послідовно додавати до вже існуючої електростанції. Це дозволить використовувати один загальний басейн для відпрацьованого ядерного палива з усіх модулів.

Водночас, з огляду на відмінності деяких технологій ММР від реакторів попередніх поколінь, вона несе нові виклики щодо нерозповсюдження ядерної зброї. А це вимагає нових підходів до контролю за дотриманням гарантій запобігання її розповсюдженню, зафіксованих у Договорі про нерозповсюдження ядерної зброї 1968 року. Детальні міркування з цього приводу викладені у звіті Віденського центру з роззброєння та нерозповсюдження ядерної зброї «Вплив малих модульних реакторів на нерозповсюдження ядерної зброї та гарантії МАГАТЕ».

Які ж виклики щодо можливого нецільового використання ядерних матеріалів несуть ММР? 

Це ті особливості їхніх проєктів, які ускладнюють контроль МАГАТЕ за дотриманням гарантій щодо мирного використання ядерних матеріалів.

Реактори, що дозволяють перевантаження палива під час експлуатації, так би мовити, на ходу, вимагають урахування гарантій, пов’язаних із частішим поводженням з відпрацьованим паливом у порівнянні з реакторами з перевантаженням при зупинці. Часті переміщення відносно невеликих опромінених паливних елементів прямого використання дають можливість установити прилади неруйнівного контролю всередині первинної захисної оболонки, щоб полегшити заходи нагляду МАГАТЕ. Та це може потребувати від проєктувальника розглянути питання про використання необслуговуваних систем, які контролюються дистанційно чи вимагають періодичного обслуговування на місці інспекторами. 

Разом з тим, питання врахування гарантій для таких реакторів вже вирішено у важководних водо-водяних реакторах CANDU, які широко експлуатуються у Канаді та ще у низці країн, у котрих конструкція також дозволяє змінювати використане паливо свіжим, не зупиняючи реактор. Тож досвід щодо врахування гарантій для таких ММР можна запозичити від реакторів великої потужності.

Втім, перевірка відпрацьованого палива в басейні витримки інспекторами може бути викликом для проєктувальників, яким необхідно розглянути способи мінімізації переміщення відпрацьованого палива, особливо якщо опромінене паливо, яке підлягає перевірці, укладене шарами.

Міркування щодо гарантій безпеки передбачають положення щодо постійності знань (тобто, певності в тому, що між інспекціями не відбулося жодних змін) про активну зону з використанням моніторів вивантаження активної зони на основі датчиків радіації та інших приладів. Мета – полегшити перевірку МАГАТЕ і підтримувати постійність знань про опромінене паливо, розміщене в шарах для зберігання, а також для дистанційного моніторингу обладнання МАГАТЕ з метою перевірки його належної роботи.

Деякі проєкти ММР використовують паливо з вищим (понад 20%) ступенем збагачення урану. Це означає, що для таких реакторів потрібно буде передбачити більше гарантій, а це потягне за собою збільшення витрат.

ММР, у котрих в якості теплоносія використовуються непрозорі речовини, такі як розплавлений натрій чи свинцево-вісмутовий сплав, не дозволять візуально контролювати паливо в активній зоні чи у сховищі відпрацьованого палива, на відміну від реакторів, у яких теплоносієм є вода. Відповідно, МАГАТЕ буде потрібен доступ до систем спостереження, які слід передбачити в конструкції реактора уже на стадіях розробки.

Та важливим є те, що більшість ММР ще лишається на стадії проєктів, тільки деякі вже проходять випробування перед введенням в експлуатацію. Відповідно, гарантії нерозповсюдження ядерної зброї можна передбачити в них заздалегідь. 

Як можна проконтролювати використання ядерного матеріалу? 

Щодо діючих легководних реакторів МАГАТЕ використовує два підходи: облік ядерного матеріалу та заходи зі збереження/спостереження за ядерним матеріалом для запобігання незадекларованому його переміщенню. 

Верифікацію кількості ядерного матеріалу в реакторі та у сховищах відпрацьованого палива здійснюють візуальним оглядом, неруйнівним аналізом і за допомогою заходів зі збереження/спостереження. 

Дистанційне спостереження ґрунтується на підході повної цифровізації із системою зв’язку, що незалежна від системи моніторингу. Оскільки в легководний реактор паливо перевантажують не частіше ніж раз на рік, це дає можливість опечатати корпус реактора і перевіряти збереженість ядерного матеріалу в періоди перевантаження особисто інспекторами МАГАТЕ, а решту часу – дистанційним спостереженням.  

У ході інспекції МАГАТЕ відбуваються такі заходи:

• Аудит облікової документації та порівняння зі звітами, поданими в МАГАТЕ.
• Вивчення експлуатаційних облікових документів та їх звірка з обліковими документами.
• Перевірка свіжого палива перед завантаженням активної зони реактора. З метою виявлення імовірного нецільового використання свіжого палива, перевірку здійснюють підрахунком паливних елементів, звіркою серійних номерів, неруйнівним аналізом та іншими способами. У випадку реакторів на суміші оксидів урану й плутонію додається ще перевірка опечатування, виходячи з того, що паливо отримане з підприємства під гарантіями МАГАТЕ. Якщо  ж ні, то застосовуються додаткові заходи неруйнівного аналізу, а паливо зберігається опечатаним, якщо в сухому сховищі, або під наглядом, якщо в мокрому. 
• Паливо в активній зоні перевіряється підрахунком його елементів та звіркою серійних номерів після перевантаження і перед закриттям корпусу реактора. В установках, що використовують суміш оксидів урану й плутонію, завантаження відбувається під наглядом на майданчику чи під водою. Після перевірки застосовуються заходи збереження та спостереження, щоб переконатися, що активна зона реактора не зазнала змін.
• Басейни витримки відпрацьованого палива перевіряються після опечатування каналу для його транспортування чи після закриття активної зони реактора. Окрім оцінки заходів збереження та спостереження, інспектори перевіряють відпрацьоване паливо оцінюванням світіння Черенкова за допомогою неруйнівного аналізу.

Саме легководні ММР найімовірніше першими будуть експортуватися в інші країни через їх подібність до найпоширенішого типу діючих реакторів з водою під тиском. 

Врахування гарантій безпеки у ММР

У даний час ліцензування в Комісії ядерного регулювання США проходить один із різновидів легководних реакторів – інтегральний реактор з водою під тиском (iPWR), або реактор з надкритичною водою. Проблема з реакторами цього типу полягає в тому, що в їх попередніх проєктах не згадується поняття проєктних гарантій МАГАТЕ (safeguards-by-design). 

Паливо в інтегральних реакторах з водою під тиском перевантажується під час зупинки реактора, коли сукупність ядерних матеріалів у реакторі та зонах зберігання можна перевірити візуально, неруйнівним аналізом чи заходами збереження та спостереження. Оскільки весь ядерний матеріал зберігається у формі паливних збірок і залишається незмінним протягом перебування в установці, його можливо підрахувати й ідентифікувати. Перевірці підлягають також паливні збірки, які доставляються із заводу-виробника на проммайданчик ММР.  

Реактори на розплаві солей. Велика різноманітність паливних циклів (урановий, торієвий) і реакторних технологій (можуть працювати у спектрі теплових або швидких нейтронів) сильно впливає на гарантії та нерозповсюдження із суттєвими відмінностями між двома підкатегоріями цих реакторів: на рідкому паливі та на твердому. 

Віденський центр роззброєння та нерозповсюдження називає такі виклики гарантіям, зумовленими унікальністю активної зони реакторів на рідких солях:

• однорідна високорадіоактивна суміш палива, теплоносія, продуктів поділу й актинідів;
• висока температура експлуатації паливних солей, яка завжди утримується вище точки плавлення солі й вкрай агресивне середовище сольового палива;
• наявність замороженого палива, яке може потребувати інших гарантій у порівнянні з гарантіями палива з рідких солей;
• паливо з потенційно низькою концентрацією розщеплюваного матеріалу в сольовій суміші;
• регенерація палива та перевантаження.

Щоб провести інспекцію реактора на розплаві солей, необхідно проводити облік сипучих матеріалів на початку й у кінці ядерного паливного циклу. Тут проблема полягає в тому, що методи та інструментарій обліку сипучих матеріалів не можливо прямо застосувати до ММР цього типу. Однорідна паливна суміш, не вміщена в паливні збірки, унеможливлює традиційний підрахунок паливних елементів та візуальний облік сольового палива. На даний час немає підходів до гарантій для енергетичних ядерних реакторів, які б враховували номінальну форму палива сольових реакторів як однорідну суміш палива, теплоносія, продуктів поділу та актинідів. 

Традиційні гарантії можна застосувати лише до деяких проєктів сольових ММР, які використовують паливо твердої форми. 

Наслідки для гарантій конструкції сольових реакторів відрізнятимуться в разі застосування торієвого паливного циклу. Тут виникнуть додаткові ускладнення, бо результуючі сигнатури випромінювання будуть не такими, які породжує урановий паливний цикл. А чинні режими інспекцій МАГАТЕ ґрунтуються саме на ураново-плутонієвому циклі.

Ще одна проблема полягає в можливості використання реактора для виробництва більшої кількості U-233 за рахунок зміни складу солей. На думку експертів, важливо перевірити, як паливні цикли реакторів на розплаві солей залучають розщеплювальні та відтворювальні матеріали (паливну сировину) з погляду розташування та розподілу сумарної кількості ядерних матеріалів, швидкості виробництва і швидкості споживання цих матеріалів, а також їх хімічних, фізичних та ізотопних змін. Внаслідок цих змін реактори матимуть різні сигнатури випромінювання, залежно від різного хімічного складу солей і способів виробництва ядерного палива, які залежатимуть від того, скільки подільного матеріалу створюється. Це становить новий виклик для гарантій нерозповсюдження.

Очікується, що за допомогою обліку ядерного матеріалу можна буде підтвердити, що весь необлікований матеріал входить до переліку, дозволеного МАГАТЕ. Таким чином для застосування гарантій у цьому типі реактора можуть знадобитися вимірювальні системи високої точності. Тож чинні гарантії потрібно розширити, щоб пристосувати їх до інакших паливних циклів сольових реакторів та інших реакторних технологій.

Виклики для нерозповсюдження у високотемпературних реакторах викликані наявністю в реакторі засипки з великої кількості кульок, вироблених без серійних номерів. Вони перебувають у зоні невизначеності гарантій, бо їх властивості дозволяють застосовувати як поштучний, так і насипний облік. Чітких підходів до гарантій для високотемпературних реакторів/модульних реакторів з кульовою засипкою немає, тому ця сфера є прогалиною в гарантіях мирного використання ядерної енергії. 

Труднощі, пов’язані з традиційним підрахунком паливних елементів, збільшуються можливістю перевантаження палива в критичному режимі. У сотнях тисяч малих паливних куль містяться грами ядерного матеріалу, які неможливо однозначно ідентифікувати при вилученні з реактора чи завантаженні під час перевантаження реактора в критичному режимі.

Віденський центр з роззброєння та нерозповсюдження пропонує гібридний підхід до гарантій МАГАТЕ, який передбачає моніторинг потоку палива, дублюючі вдосконалені заходи збереження та спостереження, а також методи обліку й перевірки об’ємного ядерного матеріалу. 

Реактори спектру швидких нейтронів називають розмножувачами, бо в них U-238 легко поглинає швидкі нейтрони, перетворюючись на Pu-239, і в деяких випадках вони виробляють більше палива, ніж споживають. Швидкі реактори перевантажують паливом під час періодів відключення від енергосистеми, протягом яких сумарну кількість ядерних матеріалів у реакторі та зонах зберігання можна перевірити візуальним оглядом, заходами неруйнівного аналізу та заходами збереження та спостереження.

За критерієм гарантій МАГАТЕ вважає швидкі реактори подібними до легководних. Але можлива присутність відокремленого плутонію в неопроміненому свіжому паливі є ризиком порушення гарантій безпеки. Кількість відокремленого плутонію вища ніж у реакторах, які містять низькозбагачений уран, а отже впровадження гарантій може потребувати більше зусиль МАГАТЕ, ніж у випадку легководних реакторів.

Основною проблемою гарантій у реакторі-розмножувачі на швидких нейтронах із закритим паливним циклом є розмноження ізотопу Pu-239 високої чистоти. Відповідно, основний бар’єр проти розповсюдження ЯЗ – це контроль за вмістом ізотопів плутонію. 

Що ж у підсумку?

Через свої унікальні особливості ММР створює певні виклики для чинного режиму міжнародних гарантій безпеки. Зокрема, нові виклики гарантіям МАГАТЕ породжують типи палива, теплоносії та компонування реакторів. Але фахівці висловлюють упевненість, що в кожному з проєктів ММР можна передбачити гарантії запобігання розповсюдженню ядерної зброї, адже більшість технологій знаходиться на стадії розробки. Для цього потрібні нові, більш ефективні, інструменти та тісна співпраця МАГАТЕ із розробниками реакторів вже на етапі проєктування, щоб із самого початку визначати й пояснювати проблемні з точки зору гарантій елементи технології.

Разом з тим, серед ММР є технології, гарантії безпеки котрих подібні до гарантій проєктів легководних реакторів на низькозбагаченому урані. Зокрема, це вже згадані у цій статті легководні ММР. З точки зору дотримання гарантій безпеки, такі реактори найбільш подібні до ВВЕР, котрі експлуатуються в Україні.

Тож обираючи між технологіями, варто обирати ті, котрі більш безпечні, екологічніші, потребують менших інвестицій та швидше окупаються, відповідають гарантіям безпеки та нормам і правилам з ЯРБ. Або є кращими за чинні вимоги, що, звісно, має бути доведено проєктувальником.