Введение. 
Программа снижения обогащения для исследовательских и испытательных реакторов (RERTR)

Исследовательские ядерные установки (ИЯУ) — исследовательские реакторы (ИР), критические (КС) и подкритические стенды (ПКС) — сыграли решающую роль в получении фундаментальных и прикладных знаний в области ядерной физики. Являясь источниками нейтронов, ИЯУ представляют для экспериментаторов уникальный инструмент исследования в различных областях науки и техники. Без них было бы невозможным как создание ядерного оружия, так и развитие ядерной энергетики. Количество ИЯУ в мире особенно быстро росло в 50−70-х годах прошлого столетия и к середине 70-х годов достигло максимума 390 ИЯУ.¹ Со временем ИЯУ стали применять не только для решения задач обороны, фундаментальной науки и ядерной энергетики, но и в других отраслях, включая медицину и биологию. Десятки ИЯУ были поставлены США и Советским Союзом в другие страны. По данным МАГАТЭ за весь период развития ядерной физики в мире было построено 692 ИЯУ различных типов и различной мощности.²

Однако к началу 80-х рост числа ядерных исследовательских установок в мире прекратился. К этому времени на мощных ИР были достигнуты значительные плотности потоков нейтронов (0,5Ч10¹⁶ н/см2Чс), а попытки дальнейшего увеличения этого параметра столкнулись с проблемой устойчивости материалов конструкции ИЯУ. Решение материаловедческих проблем потребовало значительных исследовательских и финансовых усилий. С другой стороны, к этому времени была накоплена значительная база экспериментальных данных, использование которой позволило разработать и верифицировать вычислительные программы, позволяющие решать многие практические задачи в различных областях без использования ИЯУ. В силу этих причин, начиная с середины 80-х годов, строительство новых ИЯУ практически прекратилось, и преобладающим стал процесс их вывода из эксплуатации. В настоящее время в мире имеется 232 действующих ИЯУ, и только 7 строится или запланировано к строительству.³

К основным характеристикам ИР относится отношение плотности нейтронного потока к мощности реактора. С самого начального этапа создания парка ИЯУ основным приоритетом для исследователей и конструкторов являлось получение в экспериментальных каналах наибольшей величины плотности нейтронного потока с одновременной минимизацией мощности реактора. Достижение максимального значения этого параметра требует минимизации объема активной зоны ИР и использования уранового топлива с максимально возможным обогащением. По этой причине, большинство ИР в России и США конструировались с использованием топлива, обогащение которого достигало 90% по U²³⁵.

В конце 70-х годов, как в США, так и в СССР, появилось понимание того, что поставки топлива для ИЯУ на основе высокообогащенного урана (ВОУ)⁴ в другие страны создает вполне определенные риски для режима нераспространения ядерного оружия, поскольку основное потребление ВОУ в гражданских целях осуществляется в этих реакторах. По этой причине в обеих странах были инициированы программы по разработке и производству топлива для ИЯУ, поставленных за рубеж, в котором обогащение урана уменьшалось с 80−90% до 20−36%. Советская программа по уменьшению обогащения топлива для исследовательских реакторов была принята в начале 80-х.⁵ Программой предусматривалось осуществить понижение обогащения топлива в два этапа: на первом этапе уменьшить обогащение до 36%, а на втором — ниже 20%.

В 1993 между Россией и Соединенными Штатами началось сотрудничество по разработке низкообогащенного топлива для ИР, поставленных Россией (СССР) за рубеж. Это сотрудничество, осуществляемое в рамках программы «Перевод исследовательских и испытательных реакторов на топливо с пониженным обогащением», продолжается в настоящее время. В 1994 г. Минатомом РФ была введена в действие отраслевая программа «Создание твэлов и ТВС с топливом 20%-го обогащения по урану-235 для активных зон исследовательских реакторов». ⁶ Основной целью программы является разработка и организация производства ТВС для реакторов в третьих странах, построенных по советским проектам. Программа состоит из трех основных этапов:

Разработка и создание твэлов и ТВС с топливом на основе UO₂-Al.

Разработка и создание твэлов и ТВС с высокоплотным топливом на основе уран-молибденовых сплавов.

Разработка твэлов и ТВС нового поколения для исследовательских реакторов.

В данной программе участвуют ОАО ТВЭЛ, ДАЭ Минатома, ФГУП НИКИЭТ, ФГУП ВНИИНМ, ОАО НЗХК, ФГУП ГНЦ РФ НИИАР, ФГУП ГНЦ РФ ФЭИ, ФГУП ИРМ, ФГУ РНЦ КИ, ПИЯФ РАН. В результате проведения лабораторных, конструкторских и технологических разработок, реакторных и послереакторных исследований работы по первому этапу завершены. Для ИР Венгрии, Украины, Вьетнама, Чехии, Узбекистана, Ливии, Болгарии, Северной Кореи на Новосибирском заводе химконцентратов организовано производство ТВС типа ВВР-М2 и ТВС типа ИРТ-4М с топливом, обогащение которого по урану-235 ниже 20%.

Реализация этого этапа заложила основы для успешной реализации межправительственного российско-американского соглашения «О сотрудничестве по ввозу в Российскую Федерацию ядерного топлива исследовательских реакторов, произведенного в Российской Федерации» (программа RRRFR). С заключением этого соглашения в мае 2004 г. программа конверсии исследовательских реакторов и возвращения свежего и отработанного высокообогащенного уранового топлива из третьих стран получила дополнительный импульс. В программе участвуют 14 стран: Белоруссия, Болгария, Венгрия, Вьетнам, Казахстан, Латвия, Ливия, Польша, Румыния, Сербия, Узбекистан, Украина, Чешская Республика. На конец 2011 г. в Россию было возвращено более 600 кг свежего и около одной тонны отработанного высокообогащенного уранового топлива. Важно отметить, что российско-американское сотрудничество по конверсии ИР и возврату свежего и отработанного высокообогащенного топлива поддержано совместными заявлениями российского и американского президентов В. Путина и Дж. Буша в 2005 г., и Д. Медведевым и Б. Обамой в 2009 г.

В России до недавнего времени задача конверсии собственных реакторов с целью минимизации использования ВОУ не ставилась — несмотря на то, что страна располагает наибольшим количеством ИР работающих на ВОУ. Среди российских специалистов эта тема стала обсуждаться лишь в связи с заключением Cоглашения между Росатомом и Департаментом Энергетики США о проведении предварительного исследования о возможности конверсии шести российских ИР в декабре 2010 г.⁷

В данной работе, на основе имеющейся информации о состоянии парка ИР России и планах их использования, предложена оценка перспектив конверсии российских ИР.