Атомная промышленность Японии (2002)
Полковник М. Ветлужский
Япония располагает высокоразвитой научно-производственной базой, обеспечивающей интенсивное развитие национальной ядерной энергетики. Руководство работами в данной области осуществляет комиссия по атомной энергии - АЕС (Atomic Energy Commission of Japan), определяющая основные направления развития атомной промышленности и осуществляющая разработку долгосрочных программ исследований. Основные НИОКР проводятся в научно-исследовательском институте атомной энергии - JAERI (Japan Atomic Energy Research Institute) и институте по разработке технологий ядерного топливного цикла - JNC (Japan Nuclear Cycle Development Institute). В состав НИИ атомной энергии JAERI входят:
- Центр ядерных исследований в Токай (Tokai Research Establishment), в котором осуществляются НИОКР в области радиохимической переработки отработавшего топлива, разделения изотопов урана с помощью газовых центрифуг и т. д. Здесь имеются девять исследовательских реакторов (общей тепловой мощностью около 34 МВт) и ряд других промышленных предприятий.
- Центр ядерных исследований в Оараи (Oarai Research Establishment) ведет НИОКР в интересах разработки бридерных и легководных реакторов, а также занимается вопросами утилизации и захоронения радиоактивных отходов. Он располагает двумя действующими исследовательскими реакторами (мощностью около 100 МВт) и одним строящимся (30 МВт).
- Центр радиационной химии в Такасаки (Takasaki Radiation Chemestry Research Establishment) проводит исследования в области радиационного материаловедения.
- Центр ядерных исследований в Нака (Naka Fusion Research Establishment) занимается проблемами управляемого термоядерного синтеза.
- Центр ядерных исследований в Муцу (Mutsu Establishment) разрабатывает корабельные ядерные энергетические установки.
 |
| Таблица 1 Основные характеристики АЭС Японии |
В состав JNC - бывшей корпорации по разработке ядерных реакторов и топлива PNC (Power Reactor and Nuclear Fuel Development Corporation) - входят предприятия по разделению изотопов урана и радиохимической переработке отработавшего топлива, заводы по производству тепловыделяющих элементов, а также ряд научно-исследовательских учреждений. Основные направления НИОКР, проводимых этим институтом, - создание ядерных реакторов, обогащение урана, изготовление различных типов топлива, радиохимическая переработка отработавшего топлива, обращение с радиоактивными отходами и т. д.
Помимо этого, в ряде государственных и частных научно-исследовательских учреждениях проводятся исследования в области ядерной энергии, физики элементарных частиц, влияния радиации на окружающую среду, а также осуществляется подготовка специалистов. В этих учреждениях эксплуатируются шесть исследовательских реакторов общей тепловой мощностью более 5 МВт.
В настоящее время в Японии действуют 54 ядерных энергоблока (в составе 17 АЭС) общей мощностью более 45 тыс. МВт (35% производимой в стране электроэнергии). К 2010 году в соответствии с перспективными планами развития ядерной энергетики намечается построить еще десять энергоблоков (свыше 10 тыс. МВт), из которых три (3,8 тыс. МВт) уже находятся в различных стадиях строительства (срок ввода в эксплуатацию - 2005-2006 годы). На территории страны атомные станции (табл. 1) расположены неравномерно, в основном в центральной части на о. Хонсю.
На большинстве реакторов японских АЭС используется топливо, изготовленное на основе слабообогащенного урана, производство которого осуществляется методом газовых центрифуг на заводах в Нинге-Тогэ и Роккассе. В 1990-х годах в стране активно проводились НИОКР в области разделения изотопов урана с помощью лазеров (в центре ядерных исследований в Токай, университете в Осака и институте физико-химических исследований в Вако). В частности, рассматривался проект сооружения небольшого опытного завода по производству слабообогащенного урана с использованием такого метода разделения, однако в 2001 году было решено отказаться от реализации проекта по технико-экономическим показателям. Кроме того, в стране была самостоятельно разработана химическая технология разделения изотопов урана, и на ее основе в 1986 году построен и эксплуатировался опытный государственный завод в Хюга (о. Кюсю, префектура Миадзаки). В настоящее время это предприятие законсервировано. Основные характеристики японских заводов по разделению изотопов урана приведены в табл. 2.
|
Таблица 2 Заводы по разделению изотопов Урана |
|||
| Наименование (состояние) | Год ввода в эксплуатацию | Применяемая технология | Производственная мощность, т/год |
| Нинге-Тогэ (действующий) | 1982 | Метод газовых центрифуг | 12 |
| Нинге-Тогэ (недействующий)* | 1989 | -//- | 50 |
| Роккассе (действующий) | 1- я очередь -1994 2- я очередь - 2000 | -//- | 350 |
| Токай (действующая опытная установка) | Метод разделения с помощью лазеров | 0,2 | |
| Хюга (законсервированный опытный завод) | 1986 | Химический метод "Асахи" | 0,5 |
| * Опытный завод остановлен в конце 2001 года. | |||
|
Таблица 3 Радиохимические заводы |
|||
| Наименование (состояние) | Тип перерабатываемого топлива | Производственная мощность, т/год | Год ввода в строй |
| Токай (действующий) | Топливо на основе слабообогащенного урана | 210 (реальная - 70) | 1977 |
| Роккассе (строящийся) | 800 | 2003 (достижение проектной мощности - 2007) | |
| Роккассе (планируемый) | Смешанное уран-плутониевое топливо | 2013 - 2018 | |
В интересах развития ядерной энергетики страны продолжается начатое в 1988 году строительство крупного производственного комплекса в районе Роккассе (северная часть о. Хонсю, префектура Окаяма). В его состав войдут заводы по переработке отработавшего топлива и разделению изотопов урана с помощью газовых центрифуг, а также комплекс для окончательного захоронения низкоактивных отходов. Сооружение радиохимического завода проектной производственной мощностью по переработке 800 т топлива в год ведется с 1993 года. В соответствии с планом он должен быть введен в эксплуатацию в 2003 году, а выход на максимальную проектную мощность запланирован на 2007-й.
Помимо этого, на территории данного комплекса предусматривается строительство завода по изготовлению смешанного (уран-плутониевого) топлива проектной мощностью 130 т в год (ввод в строй планируется осуществить в 2009 году) и опытного радиохимического завода по переработке отработавшего смешанного топлива легководных реакторов АЭС (в период с 2005-го по 2010-й).
Действующий радиохимический завод в Токай после полного ввода всех мощностей аналогичного завода в Роккассе планируется использовать в качестве исследовательской базы для проведения НИОКР в области перспективных технологий. Его проектная мощность рассчитана на переработку 210 т отработавшего топлива в год, однако реально (из-за неэффективной работы технологического оборудования) этот показатель не превышает 70 т. Кроме того, на его территории имеется радиохимическая установка по переработке облученного топлива бридерных реакторов. В соответствии с долгосрочной программой развития ядерной энергетики страны на период с 2013 по 2018 год предусмотрено построить и ввести в эксплуатацию опытный радиохимический завод. Основные характеристики японских радиохимических заводов приведены в табл. 3.
Программой развития ядерной энергетики страны предусматривается извлечение энергетического плутония (изотоп 238 - 1,6-2,5%; изотоп 239 - 60-58 проц; изотоп 240 - 24 проц; изотоп 241 - 10-11 проц; изотоп 242 - 3-4%)* и использование его при изготовлении смешанного уран-плутониевого топлива. Рециклирование плутония позволит, по расчетам японских специалистов, отказаться в перспективе от импорта слабообогащенного урана и создать независимый ядерный топливный цикл. Предусматривается, что к 2003 году такое топливо будет использоваться на шести ядерных энергоблоках АЭС, а в дальнейшем -еще на четырех. В целях реализации данного плана ведется отработка технологий изготовления такого топлива для легководных (содержание плутония менее 6%) и бридерных (15 - 30%) реакторов. Основное внимание при этом сосредоточено на реакторах первого типа, так как широкомасштабное внедрение бридерных реакторов ожидается не ранее 2030 года. В существующих легководных реакторах предусматривается загрузка таким топливом только четверти или трети активной зоны (остальная часть загружается топливом из слабообогащенного урана).
С целью более глубокого изучения вопросов обеспечения критмассовой безопасности плутонийсодержащих материалов на территории атомного центра Токай (о. Хонсю, префектура Ибараки) в 1995 году введен в строй экспериментальный комплекс NUCEF (Nuclear fuel Cycle safety Engineering research Facility). Ha имеющихся там экспериментальных установках проводятся исследования, направленные на обеспечение такой безопасности и создание новой системы обращения с отработавшим топливом на радиохимических предприятиях страны. Помимо этого, осуществляются эксперименты по дальнейшей отработке используемого в Японии метода жидкостной экстракции (пьюрекс-процесс) для переработки выгоревшего топлива и по обращению с трансурановыми отходами.
В стране действуют восемь предприятий по выпуску ядерного топлива суммарной годовой производственной мощностью около 2380 т, в том числе более 16 т смешанного топлива. Кроме того, в Токай строится еще один завод мощностью 40 т смешанного топлива в год.
Шестифтористый уран, который является исходным сырьем для заводов по разделению изотопов урана, производится на двух предприятиях, расположенных в районе Нинге-Тогэ и имеющих суммарную проектную мощность 206 т в год.
На объектах атомной промышленности, в первую очередь на АЭС, образуются большие объемы радиоактивных отходов. В соответствии с японской классификацией они подразделяются на низкоактивные (загрязненное оборудование и инструменты, расходные материалы и т. д.) и высокоактивные (ВАО), получаемые главным образом в процессе радиохимической переработки отработавшего топлива ядерных реакторов.
Низкоактивные отходы с 1992 года без предварительной обработки упаковываются в металлические 200-л бочки, которые помещаются в бетонные бункеры (глубина заложения 8 м), расположенные на территории хранилища производственного комплекса в Роккассе. В перспективе емкость этого хранилища может быть увеличена с 200 тыс. до 3 млн бочек.
Высокоактивные отходы поступают главным образом из Франции и Великобритании после радиохимической переработки отработавшего топлива японских АЭС, которая осуществляется в соответствии с долгосрочными соглашениями. Они возвращаются в страну в остеклованном виде и размещаются в наземном промежуточном хранилище, также расположенном в Роккассе (емкость 3000 т, в дальнейшем ее планируется увеличить).
Согласно долгосрочной программе развития ядерной энергетики страны ВАО в химически стойких композициях (изготовляются с использованием боросили-катного стекла) должны в течение 30-50 лет находиться в наземном промежуточном хранилище для их охлаждения. Окончательное захоронение остеклованных высокоактивных отходов планируется осуществлять в глубоких геологических формациях, характеризующихся высокой стабильностью. Ввод в эксплуатацию первого постоянного хранилища, оборудованного в таких формациях, предусматривается в период с 2030 по 2045 год. Предполагается, что данное хранилище (размером 250х500 м) будет размещаться в массиве магматических или осадочных горных пород на глубине от 500 до 1000 м.
Основное требование, предъявляемое к таким сооружениям, - сведение к минимально возможному уровню выделения радиоактивных изотопов из стеклянных композиций в окружающую среду, доз облучения обслуживающего персонала хранилища и населения, а также финансовых затрат на его содержание после закрытия. Для этого предполагается создать комплексную систему защиты ВАО, предусматривающую использование искусственных и природных барьеров. К числу первых относятся химически стойкие композиции, в которых в качестве связывающего материала может использоваться стекло, керамика или пластики, и контейнеры, изготовленные из нескольких слоев нержавеющей стали. По расчетам японских специалистов, такие емкости позволят предохранять радиоактивные отходы от контакта с подземными водами в течение как минимум 1000 лет. Кроме того, намечается окружать контейнеры с отходами буферными материалами, в частности из бентонита (коллоидная глина плотностью 2,2 - 2,8 г/см3), а также барьерами, создаваемыми структурами горных пород.
При выборе места строительства хранилища учитываются и такие факторы, как удаленность от участков добычи полезных ископаемых, близость грунтовых вод, сейсмологические, метеорологические и демографические характеристики данного района, а также условия транспортировки радиоактивных отходов. НИОКР по созданию постоянного хранилища ВАО (головная организация - институт ядерных технологий) проводятся с целью оценки характеристик имеющихся в стране геологических формаций, разработки контейнеров для остеклованных ВАО и выбора буферных материалов.
В результате проведенных предварительных исследований были выбраны два варианта возможного местоположения хранилища. Одни из них - центральная часть страны, в 350 км юго-западнее г. Токио (префектура Гифу), где преобладают магматические горные породы. Там расположен центр геологических исследований, который был создан на базе экспериментальной урановой шахты (промышленная разработка). В его составе имеются опытные площадки Мицунами и Токи. Исследования на них начались в 1995 году. К 2000 году была собрана информация о характеристиках горных пород и подземных вод, а до 2007-го планируется уточнить ее. Долгосрочные исследования предусматривается проводить до 2015 года. Кроме того, в перспективе в этом центре намечается построить опытное хранилище на глубине до 1000 м.
Другим вариантом местоположения хранилища ВАО является площадка в районе Камайши (600 км северо-восточнее Токио, северная часть о. Хонсю), где также имеется шахта. В 1998 году началось изучение сейсмологических и других характеристик данного участка. Для проведения исследований по окончательному захоронению отходов в перспективе планируется оборудовать новую подземную исследовательскую лабораторию (установку) на базе инженерного центра в районе Хоронобе-Мачи (о. Хоккайдо), где преобладают осадочные горные породы.
Атомный центр Токай располагает исследовательской установкой GRRF (Geological Radiochemical Research Facility), и которая предназначена для изучения вопросов диффузии радиоизотопов урана, плутония, тория, америция, нептуния и технеция через искусственные и естественные барьеры в геологических формациях. Кроме того, ведутся исследования по вопросам воздействия этих изотопов на подземные микроорганизмы.
При проведении НИОКР в области захоронения ВАО в подземных геологических формациях японские специалисты активно взаимодействуют с атомными центрами США, Канады, Швейцарии, Франции, Великобритании и Швеции, занимающимися этими же проблемами. Успешное выполнение данной национальной программы позволит окончательно решить проблему захоронения высокоактивных отходов.
Япония располагает ограниченными запасами урановых руд (6,6 тыс. т в пересчете на металлический уран при стоимости добычи до 130 долларов за 1 кг). В связи с этим в интересах получения сырья национальные фирмы принимают активное участие в разведке и эксплуатации урановых месторождений за рубежом (в Канаде, Австралии, Нигерии, Китае, Бразилии, Центральноафриканской Республике и Зимбабве).
* В зависимости от типа ядерного реактора и глубины выгорания топлива.