автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Расчетно-оптимизационные исследования вариантов развития ядерной энергетики, обеспечивающих нераспространение ядерных материалов

На правах рукописи

АНДРИАНОВ Андрей Алексеевич

РАСЧЕТНО-ОПТИМИЗАЦИОННЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ ВАРИАНТОВ РАЗВИТИЯ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ, ОБЕСПЕЧИВАЮЩИХ НЕРАСПРОСТРАНЕНИЕ ЯДЕРНЫХ МАТЕРИАЛОВ

по специальности 05 14 03 - «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации»

АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

ииль324Э

МОСКВА 2008

003169249

Работа выполнена в Государственном образовательном учреждении высшего профессионального образования Обнинский государственный технический университет атомной энергетики (ИАТЭ)

Научный руководитель

Официальные оппоненты

доктор физико-математических наук, профессор

Коровин Юрий Александрович

доктор технических наук, профессор

Поплавский Владимир Михайлович

кандидат технических наук, Субботин Станислав Анатольевич

Ведущая организация

Московский инженерно-физический институт (государственный университет), г Москва

Защита состоится 28 мая 2008 г в 16 00 часов в малом актовом зале на заседании диссертационного совета Д 212 157 07 при Московском энергетическом институте (Техническом университете) по адресу г. Москва, Красноказарменная ул, д. 17

Отзывы на автореферат в двух экземплярах, заверенных печатью организации, просим направлять по адресу 111250, Москва, Красноказарменная ул, д. 14, Ученый совет МЭИ (ТУ)

Автореферат разослан « »_2008 г

Ученый секретарь Лавыгин В М

диссертационного совета Д 212 157 07 к т н, профессор

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность работы. Полувековой путь развития ядерной энергетики (ЯЭ) всегда сопровождался риском несанкционированного распространения ядерных делящихся материалов и технологий топливного цикла (ЯТЦ) В последнее десятилетие он стал одним из значимых факторов, определяющим не только настоящее, но и будущее всей ядерной технологии Это особенно очевидно с учетом возрастания угрозы ядерного терроризма и расширением сферы приложения ядерной техники Недопущение распространения ныне является более актуальным, чем когда-либо ранее Соответственно возросла актуальность комплексного количественного анализа проблем нераспространения, которому в создавшихся условиях не видно альтернативы

В связи с этим в настоящий момент значительное внимание уделяется разработке расчетных средств обоснования облика функционирования ядерно-энергетических систем, препятствующих распространению делящихся материалов и технологий ядерного топливного цикла Такие инструментальные средства, основанные на аппарате математического моделирования развивающихся систем ЯЭ, используются для решения задач оптимизации стратегий обращения с делящимися материалами в ЯТЦ и обоснования технологических и организационных мер поддержки режима нераспространения

К сожалению, пока широкий арсенал методов, подходов, программных средств прогнозирования развития ЯЭ к фактору нераспространения остается нечувствительным Отчасти это связано с отсутствием общепринятой методологии оценки риска несанкционированного распространения и методик учета фактора нераспространения в моделях энергетического планирования

Степень разработанности проблемы исследования. К наиболее видным представителям системного анализа развивающихся систем ЯЭ, исследования которых посвящены прогнозированию ее развития, в том числе с учетом неэкономических факторов, следует отнести Я В Шевелева, П Силвенноинена, Р Краковски

Разработке математических моделей развивающихся систем ЯЭ для анализа вопросов топливообеспечения и экономики посвящены работы таких отечественных ученых как А В Клименко, С Я Чернавский, В Л Локшин, В В Орлов, В Б Лыткин, В С Каграманян, Ю П Елагин, В 3 Беленький, А М Белостоцкий и др.

Различным аспектам анализа проблемы ядерного нераспространения с помощью математических моделей посвящены работы в России В И Усанова, В В Коробейникова, А Н Чебескова, А Н Шмелева, В Ф Цибульского, С А Субботина, А Н Румянцева, В К Сухоручкина, В М Шмелева и за рубежом Р Брогли, В Чарльтона, Р Рочау, К Хейсинга, И Сараггоси, А Папазаглоу, С Ахмада, А Хуссейна, Д Беллера, Д Хассбергера, Ч Батке, Д Сентелла, Д Дайера, Д Вира

Однако в работах указанных авторов недостаточно рассматривались проблемы поиска компромиссов между конфликтующими системными факторами, определяющими развитие ЯЭ, одним из которых является фактор нераспространения, влияние региональной неравномерности развития ЯЭ на весь спектр рис-

ков распространения, оценка вклада альтернативных делящихся материалов в риски, связанные с хищением делящихся материалов, сопоставление различных критериев учета фактора нераспространения, проведение с использованием единого расчетного инструментария сравнительного анализа по фактору нераспространения вариантов развития ЯЭ с учетом неравновесной динамики развития, особенностей структуры и организации ЯТЦ и наиболее значимых системных ограничений

Объектом исследования являются развивающиеся системы ЯЭ Предмет исследования - модели и математические методы анализа развивающихся систем ЯЭ, а также подходы к оценке риска несанкционированного распространения

Цель и задачи исследования. Целью работы является развитие и совершенствование методов, инструментальных средств моделирования развивающихся ядерно-энергетических систем, методологии оценки систем ЯЭ по фактору нераспространения, анализ и обоснование на этой основе подходов к укреплению режима нераспространения В соответствии с целью задачами исследования стали

- совершенствование методологии системного анализа развивающихся систем ЯЭ и разработка имитационно-динамического подхода к моделированию их развития,

- развитие методологии учета фактора нераспространения в моделях энергетического планирования и совершенствование инструментальных средств прогнозирования развития ЯЭ,

- сопоставление ядерных топливных циклов с точки зрения возможности несанкционированного распространения и определение направлений по повышению устойчивости системы ЯЭ к фактору нераспространения

Информационной базой исследования послужили аналитические, статистические материалы и базы данных по энергетическим реакторам и технологиям ЯТЦ авторитетных международных организаций, в частности, Международного агентства по атомной энергии, Агентства по ядерной энергии, Всемирной ядерной ассоциации и др Другим важным источником информации явились отчетные данные компаний и консалтинговых фирм, работающих на рынке товаров и услуг ЯТЦ (Ux consulting, WISE, NAC и др), аналитические публикации известных некоммерческих организаций, занимающихся вопросами нераспространения (ISIS, IPFM и др ), размещенные на интернет-сайтах На защиту выносятся

- разработанный имитационно-динамический подход к моделированию развивающихся ядерно-энергетических систем,

- разработанные в среде оптимизационного программного комплекса энергетического планирования MESSAGE модели ЯТЦ,

- результаты сопоставления ядерных топливных циклов с точки зрения возможности несанкционированного распространения и определение направлений по

повышению устойчивости системы ЯЭ к несанкционированному распространению,

- рекомендации по развитию методологии учета фактора нераспространения в моделях энергетического планирования

Научная новизна работы

- Разработан имитационно-динамический подход к моделированию развития ЯЭ, включающий ряд факторов, недостаточно учитываемых в известных аналитических моделях развития ЯЭ

- Созданы модели ядерных топливных циклов в среде MESSAGE, подробно отражающие структуру и организацию ЯТЦ, позволяющие их пополнение дополнительными элементами, объединение для прогнозирования развития взаимосвязанных систем ЯЭ и проведение многокритериальной оптимизации с учетом неэкономических факторов

- На основе соединения расчетов по оптимизационным и имитационным моделям уточнены количества делящихся материалов и мощности чувствительных предприятий ЯТЦ в различных структурах ЯЭ на глобальном, региональном и национальном уровнях

- Предложено использование подхода множеств Парето для учета фактора нераспространения в моделях энергетического планирования, позволяющее определить стратегии обращения с делящимися материалами, снижающие риски их распространения при минимальных дополнительных затратах

- Проведена оптимизация структуры отечественной ЯЭ с включением в ее состав реакторов типа БН и объектов замкнутого ЯТЦ с учетом сооружения АЭС за рубежом при соблюдении требования нераспространения свежее топливо поставляется, ОЯТ возвращается обратно.

Практическая значимость работы заключается в том, что разработанные модели позволяют повысить точность прогнозов развития ЯЭ в национальном, региональном и глобальном масштабах Полученные результаты могут быть использованы для обоснования позиции России в международных проектах по поиску и реализации стратегий развития ЯЭ, обеспечивающих эффективность по всему спектру системных факторов, в том числе, включая фактор нераспространения, а также в аналитических и прогнозных исследованиях при обосновании среднесрочных и перспективных прогнозов развития атомного энергопромышленного комплекса России

Научные положения, выводы и рекомендации, сформулированные в диссертации, обоснованы, поскольку достоверность разработанных моделей подтверждена проведением верификационных расчетов по щирокораспростра-ненным программным средствам, сравнением с данными, опубликованными в известных международных источниках, а также тем обстоятельством, что информационной базой исследования послужили аналитические, статистические материалы и базы данных авторитетных международных организаций

Личный вклад соискателя заключается в том, что он разработал имитационно-динамический подход к моделированию развивающихся систем ЯЭ, адаптировал разработанные им в среде программного комплекса MESSAGE модели ЯТЦ для задач прогнозирования развития ЯЭ с учетом требований ядерного нераспространения, сопоставил различные методики учета фактора нераспространения и предложил способ его учета на основе подхода множеств Парето, провел расчетный сравнительный анализ вариантов развития ЯЭ в глобальном, региональном и национальном масштабах с учетом требований ядерного нераспространения

Апробация результатов диссертации. Результаты работы докладывались на рабочих совещаниях МАГАТЭ, посвященных инструментам энергетического планирования для поддержки проекта ИНПРО (Вена, Австрия, 2005, 2006), на IX и X Международных конференциях «Безопасность АЭС и подготовка кадров» (Обнинск, 2005, 2007), на рабочих совещаниях МАГАТЭ по обмену опытом использования программных комплексов энергетического планирования (Сеул, Корея, 2006, Загреб, Хорватия, 2007), на III Международной конференции «Математические идеи П JI Чебышева и их приложения к современным проблемам естествознания» (Обнинск, 2006), на 47 ежегодной конференции Института обращения с ядерными материалами (Нэшвил, США, 2006), на 18 ежегодном семинаре по науке и международным отношениям (Триест, Италия, 2006), на XIV семинаре по проблемам физики реакторов «Волга-2006» (Москва, 2006)

Опубликованность результатов диссертации. По материалам диссертации опубликовано 16 работ, в том числе 4 статьи в научных рецензируемых журналах, рекомендованных ВАК, 4 - в материалах конференций, 7 - в тезисах докладов на конференциях, 1 - в сборнике научных трудов

Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, четырех глав основного текста, заключения, библиографического списка, включающего в себя 105 наименований Работа изложена на 148 страницах с 67 иллюстрациями и 17 таблицами

ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении раскрыта актуальность темы, степень ее разработанности, определены цель, задачи, предмет и объект исследования, его методология и информационная база Обоснованы научная новизна и практическая значимость работы

В главе I проведены классификация и анализ инициатив, направленных на укрепление режима нераспространения, осуществлен обзор методов оценки риска распространения, а также подходов и инструментальных средств расчетного обоснования облика ЯЭ

В § 1 1 рассмотрены и классифицированы инициативы, направленные на укрепление режима нераспространения, показана эволюция представлений, связанных с восприятием угрозы несанкционированного распространения, отмечено обострение проблемы и расширение спектра задач, требующих решения для укрепления режима на новом витке возобновившегося интереса к ЯЭ

В §1 2 проанализированы особенности используемых в настоящее время системных моделей прогнозирования развития ЯЭ и дана их классификация Определен ряд нерешенных методологических вопросов, отмечены трудности учета фактора нераспространения в моделях энергетического планирования

Указано, что характерной чертой существующих программных средств, предназначенных для моделирования развития систем ЯЭ, является ориентация на анализ вопросов топливообеспечения и экономики при практически полной нечувствительности к таким важным системным факторам как нераспространение, отходы, безопасность, которые будут определять развитие ЯЭ в будущем

Показано, что избежать несовершенства каждой из моделей можно путем взаимоувязанного решения определенной задачи с помощью различных программных средств Это позволяет создать целостное представление о картине будущего развертывания системы ЯЭ и определить пути достижения максимальной эффективности по всем ключевым показателям Эта схема последовательно развивается и используется в данной работе

В §1 3 разобраны подходы к оценке риска распространения Показана их комплементарность и возможность формирования на их базе самосогласованного пакета моделей оценки риска распространения Отмечено, в целом, усложнение математического аппарата и расширение диапазона факторов, учитываемых исследователями в своих работах, а также указаны трудности, которые возникают при анализе проблемы на системном уровне В качестве иллюстрации показана корреляция параметров, определяющих инспекционную деятельность Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ), и факторов привлекательности плутония Последние являются основными переменными, фигурирующими в подходе, предложенном Р Краковски (Лос-Аламоская национальная лаборатория, США), получившим дальнейшее развитие для анализа замкнутых ЯТЦ в работах В И Усанова, В В Коробейникова и др (ГНЦ РФ-ФЭИ), а также в работах диссертанта

Отмечено, что, несмотря на имеющийся обширный набор подходов и методик оценки риска распространения, в настоящее время отсутствует общепринятая и согласованная на международном уровне методология оценки защищенности ЯТЦ от несанкционированного распространения, что, в конечном счете, препятствует сближению ядерной политики разных стран в этой области

В главе II дано описание и производится тестирование разработанных автором подхода к моделированию развития систем ЯЭ и детальных моделей ЯТЦ, построенных в среде современного программного средства энергетического планирования MESSAGE1

1 MESSAGE (Model for Energy Supply Strategy Alternatives and their General Environmental Impacts) - программный пакет энергетического планирования разработан Международным институтом прикладного системного анализа В настоящее время распространяется МАГАТЭ и рекомендован к использованию в составе набора программных средств международного проекта по инновационным реакторам и топливным циклам (ИНПРО) Программный комплекс основан на методах линейного программирования Критерием оптимизации является минимум приведенных затрат на развитие системы за весь прогнозируемый период

В §2 1 приведено описание основных структурных единиц имитационно-динамического подхода, а также приведены примеры его использования для анализа перспектив развития ЯЭ

Исходная система уравнений представляет в агрегированном дифференциальном виде процесс топливообеспечения энергетических реакторов в конкретном регионе рост мощностей необходимо обеспечить топливом заданного вида и количества

т

где ¡=1 N - номер установки,у=1 М-номер региона, к= 1 Ь - тип топлива

Левая часть уравнения определяет спрос на топливо определенного вида Спрос складывается за счет потребностей обеспечить ввод новых мощностей (первое слагаемое) и заменить выгоревшее топливо в эксплуатирующихся энергетических реакторах (второе слагаемое) Правая часть уравнения задает предложение конкретного вида топлива Оно определяется имеющейся структурой топливоснабжения системы ЯЭ в рассматриваемом регионе и возможностью импорта компонентов топлива из других регионов Функциональная зависимость параметров уравнений от времени учитывает возможное усовершенствование технологий Различаются Щ\ N'(/:), Л/^Сг) - соответственно установленная, полная введенная и выведенная мощности реакторов Указанные величины связаны следующими соотношениями

^(0=^(0-^(0, ы"(1)=ы<а-т,), лг"(О=2>(г-<7;), где [ ] - целая часть числа, Г/ - время эксплуатации реакторов

Величина #,'(0 определяет расход г-го запаса топлива На эту переменную могут быть наложены определенные ограничения в зависимости от постановки задачи Расход вторичного ядерного топлива, наработанного в процессе развертывания системы ЯЭ, представлен в следующем общем виде

ч'ХШ = /№№))).

где

я~'* (*/«)) = р10 ^г1+« С >*/ со

ш

Оператор /() связывает выходящие из реакторов ¡¡""'(М^)) с входящими в

реактор ^'¿(^(О) топливными потоками и содержит в себе информацию об особенностях организации структуры ЯТЦ и стратегии обращения с делящимися материалами В операторе естественным образом могут быть учтены такие обстоятельства как приток ядерных материалах из других регионов и иных типов реакторных установок, задержки на различных шагах и мощности предприятий ЯТЦ, изменение свойств топливных материалов и возможные технологические модификации установок ЯТЦ в процессе развертывания ядерно-энергетической системы В общем случае модель представляет собой набор дифференциальных уравнений с последействием (запаздывающим аргументом)

Входящие и исходящие потоки могут быть определены двумя способами во-первых, введением дополнительных уравнений, связывающих их с определяемыми переменными и, в конечном счете, замыкающих исходную систему топливного баланса, во-вторых, в случае задания целевого функционала часть из потоков может быть определена посредством решения соответствующей задачи оптимального управления, остальные - на основе решения замыкающей системы уравнений Наложение разнообразных ограничений на области допустимых значений переменных моделей или рассчитываемых с их помощью функционалов позволяет естественным образом учесть системные ограничения и, тем самым, в процессе расчетов не уйти в область нефизических решений

Теоретическая ценность описанного подхода заключается в том, что он позволяет количественно учесть ряд факторов, не нашедших отражения в известных моделях системного анализа развивающейся ЯЭ К их числу следует отнести возможность одновременного описания как неравновесного, так и равновесного этапов развития ЯЭ, учета ограничений на текущее развитие ЯЭ из будущего (т н «эффекты последействия») Также следует указать на возможность определения потенциала разнообразных технологических платформ, решения задач в оптимизационной постановке и установления взаимосвязей между внешними факторами и внутренними параметрами системы ЯЭ, позволяющими определить их наиболее целесообразные значения

В качестве иллюстрации показано, что в своих предельных случаях модель переходит в ранее разработанные аналитические модели развивающейся ЯЭ (модели В В Орлова, В 3 Беленького, А М Белостоцкого и др)

В §2 2 описаны разработанные и верифицированные в среде оптимизационного программного комплекса MESSAGE детальные модели ЯТЦ В первом разделе параграфа проведен сравнительный анализ методов и инструментальных средств моделирования открытых и замкнутых топливных циклов на примере программ DESAE и MESSAGE, распространяемых в настоящее время МАГАТЭ и используемых в качестве поддержки международного проекта ИНПРО С помощью имитационно-динамического подхода выявлены модельные различия программ, пути их устранения и идентифицированы способы их взаимосогласованного использования для решения задач прогнозирования развития ЯЭ

Далее приведено описание моделей традиционных и перспективных ЯТЦ, построенных в среде программного пакета энергетического планирования MESSAGE, которые в связке с имитационно-динамическими моделями используются для расчетов, проведенных в последующих главах Такими моделями явились модель ЯТЦ, соответствующая современному состоянию мировой ЯЭ (7 типов реакторов, 9 видов топлива), модель замкнутого ЯТЦ двухкомпонентной ЯЭ, состоящая из реакторов на быстрых и тепловых нейтронах с многократным рециклом плутония, модель частично замкнутого ЯТЦ с одно- и двукратным рециклом плутония в тепловых реакторах

Для верификации моделей проводилось сравнение результатов расчетов по кодам VISTA, DESAE, разработанным имитационно-динамическим моделям, а также с результатами, представленными в Междисциплинарном исследовании

Массачусетского технологического института «Будущее ядерной энергетики». Проведенные тестовые расчеты продемонстрировали хорошее совпадение результатов моделирования циркуляции топливных потоков в открытом и замкнутом топливных циклах

Преимущество разработанных моделей заключается в том, что они подробно отражают структуру и организацию ЯТЦ, могут быть пополнены дополнительными элементами ЯТЦ, детализирующими его устройство, а также быть объединены между собой для моделирования развития взаимосвязанных систем ЯЭ Модели были использованы в исследованиях, проводимых в рамках международного проекта ИНПРО, в котором Россия принимает активное участие, и в совместных работах с ГНЦ РФ-ФЭИ Разработанные модели позволили повысить точность прогнозов при проведении серийных расчетов в процессе сравнительного анализа новых технологических платформ, выявлении наиболее целесообразной архитектуры мировой системы ЯЭ и обоснования национальных стратегий развития отрасли

В главе III приведены результаты сравнения темпов накопления плутония и альтернативных делящихся материалов (нептуния и америция) для различных вариантов развития ЯЭ

В отличие от типичного для данной области исследований подхода, основанного на внесении предположений о том, как будет развиваться ЯЭ, была реализована следующая схема расчетов Выявлялись наиболее вероятные варианты развития мировой ЯЭ посредством оптимизации ее структуры с помощью моделей ЯТЦ, построенных в среде MESSAGE На основе выявленных характерных тенденций развития ЯЭ производился расчет накопления различных форм плутония и альтернативных делящихся материалов в ЯТЦ с использованием имитационно-динамической модели, отражающей с той же степенью подробности современное состояние ЯЭ, что и MESSAGE-модель В ней учитывались изменения изотопного состава ОЯТ с ростом выгорания топлива, зависимость глубины выгорания топлива от обогащения, распады изотопов во внешнем ЯТЦ (т е факторы, не учитываемые в рамках модели MESSAGE) Эти характеристики заранее подготавливались из нейтронно-физических расчетов и вносились в качестве исходных данных в имитационно-динамическую модель Связанные таким образом оптимизационные расчеты с расчетами по имитационно-динамической модели представляли собой разработанную обобщенную модель наработки плутония и альтернативных ядерных материалов в реакторах на тепловых нейтронах

Для отражения реальной картины развертывания ЯЭ в мире на историческом этапе развития (реконструирование) при проведении расчетов параметры модели были подобраны таким образом, чтобы воспроизвести такие величины как общее количество наработанного ОЯТ, плутония, потребности в услугах по обогащению и др , публикуемые в отчетах МАГАТЭ и материалах других авторитетных международных организаций

В §3 1 на основе разработанной обобщенной модели наработки плутония и альтернативных делящихся материалов в ядерных реакторах на тепловых нейтронах определена вероятная динамика изменения количества плутония, нептуния и

америция для различных сценариев развития ЯЭ и стратегий обращения с делящимися материалами в топливном цикле на временном интервале от 1960 до 2050 гг

В первом разделе параграфа проведена оценка наработки плутония и альтернативных делящихся материалов для вероятных сценариев развития (табл 1) В базовом сценарии количество делящихся материалов в ЯТЦ растет пропорционально полной энерговыработке ЯЭ В единицах значимого количества (Б(3)2 прирост за рассматриваемый промежуток времени составит от 3 до 4 5 раз Компонента, связанная с альтернативными делящимися материалами, прирастет от 5 до 6 раз, и их общее количество в 2050 г приблизится к современному количеству плутония Выполнена оценка влияния повышения глубины выгорания и роста числа рециклов плутония- в ЛВР на количество накапливаемых делящихся материалов Расчеты показали, что повышение глубины выгорания топлива ведет к снижению количества плутония (до 6 %), сопровождаемое увеличением количества нептуния (до 4 3%) и америция (до 1 1%)

Во втором разделе параграфа оценены возможности тепловых реакторов-выжигателей плутония и потенциал концепции денатурирования плутония по снижению темпов накопления делящихся материалов при сохранении современных тенденций развития

Предполагая ввод 100 ГВт тепловых реакторов-выжигателей плутония в структуру мировой ЯЭ к 2050 г, оценено относительное изменение количества плутония и альтернативных делящихся материалов в ЯТЦ Для всех типов тепловых реакторов-выжигателей снижение количества плутония сопровождается дополнительной наработкой альтернативных делящихся материалов (табл 2)

Показано, что масштабы концепции денатурирования плутония ограничены объемами ежегодно нарабатываемых альтернативных делящихся материалов Последние могут быть использованы в качестве денатурантов плутония Расчеты показывают, что при современном уровне переработки ОЯТ доля реакторов с защищенным топливом составит порядка 20%, что позволит денатурировать к 2050 г лишь 4 % от всего наработанного ЯЭ плутония Проведенные оценки иллюстрируют ограни-

2 Значимое количество (SQ - от англ significant quantity), для плутония - 8 кг, высокообога-щенного урана - 25 кг

Таблица 1 Наработка плутония и альтернативных делящихся материалов

Ежегодная наработка т/год Интегральная наработка, т

2005 2050 2005 2050

Плутоний 84 89 (вЗ) 136 (в2) 183 (в1) 1900 6133(вЗ) 7021 (в2) 7921(в1)

Нептуний 46 57 (вЗ) 102(в2) 14 6(в1) 971 347 5 (вЗ) 426 6 (в2) 505 5 (в1)

Америции 94 173 (вЗ) 22 4 (в2) 27 5(в1) 143 5 793 5 (вЗ) 869 5 (в2) 947 3(в1)

Мощность мировой ЯЭ в 2050 г для различных вариантов развития в1 -980ГВт, в2 - 690ГВт, вЗ-400ГВт

Таблица 2. Относительное изменение количества делящихся материалов в 2050 г, %

CORAIL MOX/EUS АРА PLUTON

Плутонии -64 -184 -208 -36 8

Нептуний -04 -19 -29 -54

Америции 71 258 15 9 71

ченные возможности рассмотренных вариантов уменьшения количества делящихся материалов в ЯТЦ

В §3 2 рассмотрены преимущества замыкания ЯТЦ по плутонию и многократного его рецикла в реакторах на быстрых нейтронах (РБН) под углом зрения снижения темпов наработки ЯЭ плутония В первом разделе параграфа проиллюстрировано, что поиск такой стратегии обращения с плутонием в ЯТЦ, которая не приводила бы к дополнительному росту риска его распространения, но одновременно обеспечивала бы возможность долгосрочного и крупномасштабного развития ЯЭ, может быть осуществлен с использованием различных критериев, качественно приводящих к одинаковым выводам Такими критериями в работе явились минимизация затрат на инспекционную деятельность, подверженность риску распространения (подход Р Краковски), минимизация времени нахождения делящихся материалов на складе

С использованием этих взаимодополнительных подходов, раскрывающих разные стороны проблемы, сделан следующий вывод для того, чтобы повысить интегральную устойчивость ЯЭ к распространению плутония, которая приведет также к снижению затрат на инспекционную деятельность, необходимо форсировать вовлечение плутония в энергопроизводство в последовательности, определяющейся степенью опасности каждого из его форм, с последующим соблюдением баланса наработки и необратимого потребления плутония во всех звеньях ЯТЦ в процессе развития ЯЭ

Рассмотрены долгосрочные варианты развития ЯЭ с различными типами РБН (выжигатели, самообеспечивающиеся топливом, размножители) при условии, что не происходит избыточной наработки плутония сверх тех количеств, которые нужны для развития ЯЭ Для оптимизации структуры ЯЭ по критерию минимизации времени нахождения плутония на складе была использована имитационно-динамическая модель двухкомпонентной ЯЭ Чтобы оценить предельные производственные возможности системы ЯЭ при ограниченных запасах природного урана, принимался в рассмотрение факт его ограниченности и условие «рационального расхода природного урана». Это условие означало совпадение времен исчерпания запасов природного урана и вывода из эксплуатации технологии тепловых реакторов

Показано, что в любой из рассмотренных структур ЯЭ при условии замыкания ЯТЦ по плутонию и его многократного рециклирования в соответствии с требованием осуществления баланса по плутонию его количество станет пропорциональным мощности ЯЭ (рис 1) В этом случае имеют место следующие общие

Рис 1. Количество плутония в ЯТЦ в расчете на единицу мощности ЯЭ

Многократный рецикл плутония в РБН н установление баланса по плутонию в ЯТЦ

Недопущение накопления плутони! л процессе развития системы

тенденции с ростом масштабов ЯЭ и доли JIBP в структуре двухкомпонентной ЯЭ удельное количество плутония, обращающегося в ЯТЦ, снижается

Другими факторами, способствующими снижению асимптотического удельного количества плутония, обращающегося в ЯТЦ, являются увеличение начальной загрузки по плутонию РБН, глубины выгорания топлива (снижение годового потребления плутония), снижение длительности внешнего ЯТЦ РБН и избыточного воспроизводства Изменение каждого из них на 10% по сравнению с базовым вариантом приводит к снижению удельного асимптотического количества плутония в ЯТЦ соответственно на 3 1, 4 2, б 1 и 3 8% В то же время к длительности выдержки ОЯТ JIBP и моменту массового ввода РБН удельное количество плутония в ЯТЦ, несмотря на его значительное снижение в краткосрочном периоде, в долгосрочном плане оказывается менее чувствительным

Заключительная часть данного параграфа сфокусирована на начальном этапе функционирования РБН в структуре мировой ЯЭ С использованием модели ЯТЦ двухкомпонентной ЯЭ, разработанной в среде MESSAGE, проведена оценка дополнительных затрат, обусловленных повышением устойчивости ЯЭ к распространению плутония Вследствие противоречивости факторов «экономика» и «нераспространение», развивая подход Р Краковски, было предложено провести двухкритериальную задачу оптимизации вовлечения плутония в энергопроизводство с использованием подхода множеств Парето

Множество Парето представляет собой множество таких решений, для которых значение любого частного критерия нельзя улучшить без ухудшения значения любого другого критерия Это множество для рассматриваемой задачи в относительных единицах приведено на рис 2 Нижняя точка ((3=0) соответствует варианту с минимальными затратами, но с максимальным риском распространения плутония Верхняя точка (Р=1) описывает обратную ситуацию С использованием этого подхода можно определить последовательность обращения с различными формами плутония, снижающую риски его распространения и минимизирующую дополнительные затраты, связанные с повышением устойчивости системы ЯЭ к распространению плутония

Выполненные в этой главе оценки не позволили однозначно и обоснованно выбрать структуру ЯЭ, параметры ее компонент В числе прочего это связано с отсутствием учета региональных особенностей развития, которые не принимались во внимание в глобальном рассмотрении, но играют определяющую роль в про-

Установление порядка вовлечения плутония в эиергопронхаодство в соответствии со степенью его опасности р=0

09 10 11 12 и 14 15 16

Относительный прирост индекса риска распространения

Рис 2. Множество неулучшаемых решений /?е[0,1] — значимость фактора «нераспространение» по сравнению с фактором «экономика»

цессе оценки устойчивости ЯЭ к несанкционированному распространению Однако проведенные расчеты позволили сделать ряд общих выводов, касающихся путей снижения рисков, связанных с делящимися материалами, в том числе, определить возможные компромиссы, обусловленные учетом иных системных факторов

В главе IV рассмотрены вопросы организации ЯТЦ с учетом регионального аспекта Прогнозирование развития ЯЭ и оценка перспективного спроса и предложения на услуги ЯТЦ проведены, учитывая региональные особенности

Был разработан комплекс взаимоувязанных имитационно-динамических моделей развивающихся систем ЯЭ при 8 региональном разбиении мира Учтены возможность межрегиональных перетоков делящихся материалов и глобальные ограничения по доступному количеству природного урана Комплекс моделей позволял реконструировать ситуацию в ЯЭ по состоянию на 2005 г в каждом регионе, а также произвести прогнозный расчетный анализ ее развития в среднесрочной и долгосрочной перспективах в случае эволюционного и инновационного развития Предусмотрена возможность интеграции комплекса моделей с моделями ЯТЦ, разработанных в среде MESSAGE

В §4 1 дано описание сформированной базы данных, используемой в последующих расчетах, основанной на информации, доступной из авторитетных международных источников по ресурсам, добыче, производству, потреблению, импорту и экспорту основных компонентов ядерного топлива, а также предыстории ввода в эксплуатацию и вывода из нее энергетических реакторов и предприятий ЯТЦ

В первом разделе §4 2 произведен прогнозный анализ развития событий на среднесрочную перспективу до 2030 г в предположении сохранения современных тенденций развития Для наиболее вероятных сценариев развития определены спрос и предложение на услуги по обогащению урана, хранению ОЯТ и плутония как самым критическим сегментам ЯТЦ в глобальном и региональном масштабах при условии сохранения современного формата предоставления этих услуг На основе проведенного многовариашного расчетного анализа показана полная загрузка существующих и запланированных мощностей ЯТЦ в отдельных регионах до 2015 г

Проиллюстрировано, что снятие существующих коммерческих и политических ограничений на оказание услуг ЯТЦ позволяет отдалить момент наступления дефицита промышленных мощностей ЯТЦ на 5 - 10 лет в зависимости от темпов развития ЯЭ Поэтому, как временная мера, организация глобального ядерно-энергетического рынка представляется весьма эффективной Однако без сущест-

0-1—.—i—.—.—.—I-1--—.—I-----

012345678

Темп роста мощностей ЯЭ, %/год

Рис 3. Параметры воспроизводства, обеспечивающие формирование региональной системы равновесного топли-вообеспечения при заданных темпах развития

венного наращивания промышленных мощностей чувствительных предприятий ЯТЦ говорить об обеспеченности необходимой инфраструктурой развития ЯЭ до 2030 г нельзя

Во втором разделе параграфа выполнена сравнительная оценка вариантов организации, сбалансированной по плутонию ЯЭ на региональной (мультинацио-нальной) основе В такой системе чувствительные предприятия ЯТЦ и РБН находятся только в некоторых странах и под строгим международным контролем Во всех остальных размещаются реакторы, топливный цикл которых обслуживается первой группой стран В расчетах предполагалось, что доля ЯЭ, приходящаяся на страны, в которых расположены централизованные службы обращения с топливом, не более 50 %

Показано, что региональная система равновесного топливообеспечения при условии соблюдения баланса по плутонию и сооружения ЛВР в странах-сателлитах топливных центров может быть реализована как для РБН-выжигателей, так и для РБН-размножителей, имеющих умеренные параметры воспроизводства При заданных темпах развития ЯЭ необходимые для организации равновесной системы топливообеспечения параметры воспроизводства РБН могут быть определены из рис 3

В случае функционирования РБН-размножителей с высокими параметрами воспроизводства в составе региональных ЯТЦ для формирования региональной системы равновесного топливообеспечения наиболее подходящим партнером для экспорта в страны-сателлиты является РБН с КВА-1 и длительной кампанией топлива («ядерная батарейка»), а не ЛВР с плутониевой загрузкой Первые позволяют сохранить свою долю в структуре ЯЭ сверх уровня в 50 % при темпах развития ЯЭ в 3%/год и времени удвоения РБН, равному 10 годам, в то время как доля вторых при тех же параметрах воспроизводства не будет превышать 30%

Введен показатель «потенциальная производительность делящихся материалов», определяемый как сумма мощностей чувствительных предприятий ЯТЦ (обогащение, переработка), отнесенных на единицу производимого ими значимого количества Этот показатель характеризует возможности ЯЭ для незаявленного производства делящихся материалов На основе введенного показателя сделан вывод, что возможности различных систем ЯЭ производить расщепляющиеся материалы оказываются не чувствительными к их структуре (табл 3)

Таблица 3 Потенциальная производительность делящихся материалов на 2100 г. при темпах развития 2 4 %/год

млн БО/год РТН РТН и РБН (КВ=0 8) РТН и РБН (КВ=1) РТН и РБН (КВ=1 34)

Обогащение отвалов 0 3% 054 071 072 07

Обогащение отвалов 0 6% 075 088 084 072

В §4 3 проведен анализ возможностей России способствовать укреплению режима нераспространения в мире посредством оказания полного пакета услуг ЯТЦ АЭС, построенным по российским проектам за рубежом, при условии реализации современных планов развития ЯЭ внутри страны и переходе на новую технологическую платформу (НТП)

С использованием разработанной модели российского ЯТЦ в среде MESSAGE проведена оптимизация структуры отечественной ЯЭ с включением в ее состав установки БН-1800 и учетом экспортных обязательств России Предполагалось, что чувствительные технологии не передаются свежее топливо поставляется на АЭС, а ОЯТ возвращается обратно

Таблица 4 Материальные потоки и потребности в услугах ЯТЦ для различных сценари развития ЯЭ на 2050 г без учета экспортных поставок

Энерговыработка, ГВт год Установленная мощ ность БН, ГВт Расход природного урана, тыс т/год Полный расход природного урана, тыст Потребности в обогащении, ЮбкгЕРР/год Потребности в производстве МОХ топлива, т/год Количе ство ОЯТ, тыст Потребности в услугах по переработке ОЯТ ВВЭР/ ОЯТ БН, т/год

Однокомпонентная ЯЭ, открытый ЯТЦ

С1 624 0 128 339 0 113 0 624 0

С2 91 2 0 185 453 3 163 0 753 0

СЗ 1152 0 234 5354 205 0 84 4 0

Двухкомпонентная ЯЭ, замкнутый ЯТЦ

С1 624 203 95 272 7 83 146 8 34 6 995/99

С2 91 2 268 141 372 5 124 199 3 37 5 1505/128

СЗ 1152 313 181 446 3 159 237 4 399 1932/145

Рассмотрены три возможных сценария ввода мощностей АЭС в России (С1) ввод с темпами 2 ГВт/год, начиная с 2012 г , (С2) ввод с темпами 3 ГВт/год, начиная с 2014 г, (СЗ) ввод с темпами 4 ГВт/год, начиная с 2020 г , и за рубежом (Э1) сооружение 30 ГВт на интервале от 2010 до 2030 гг и 40 ГВт на интервале от 2030 до 2050 гг, (Э2) сооружение 60 ГВт на интервале от 2010 до 2030 гг и 80 ГВт на интервале от 2030 до 2050 гг

В табл 4 и 5 приведены материальные потоки и потребности в услугах ЯТЦ для различных сценариев развития ЯЭ на 2050 г без учета экспортных поставок АЭС и с их учетом при условии, что Россия будет полностью обслуживать их топливный цикл

Таблица 5 Материальные потоки и потребности в услугах ЯТЦ для различных сценариев развития ЯЭ на 2050 г с учетом экспортных поставок

Установле Расход при- Полный рас- Потребности в Потребности в Коли- Потребности в услу

нная мощ- родного ура- ход природ- обогащении, производстве чество по переработке

ность БН, на, тыс т/год ного урана, 106 кгЕРР/год МОХ-топлива, ОЯТ, тыс т ОЯТ ВВЭР/ОЯТ Б

ГВт тыст т/год т/год

Однокомпонентная ЯЭ, открытый ЯТЦ

С1-Э1 0 244 6355 215 0 1064 0

С1-Э2 0 356 854 6 313 0 1312 0

С2-Э1 0 301 749 8 26 5 0 1194 0

с:-Э2 0 413 9689 36 3 0 1441 0

C3-31 0 350 8320 308 0 1284 0

СЗ-Э2 0 461 10510 406 0 1532 0

Двухкомпонентная ЯЭ, замкнутый ЯТЦ

С1-Э1 38,0 176 5131 15 5 2760 48 8 1876/1861

С1-Э2 50,5 272 7058 23 9 3761 54 5 2866/239 9

С2-Э1 44,5 228 6133 201 3284 518 2386/214 2

С2-Э2 57,1 318 8052 280 4291 574 3376/2679

СЗ-Э1 49,0 269 687 1 23 6 366 3 542 2814/231 9

СЗ-Э2 61,5 358 8790 31 5 4681 59 9 3804/2856

Проведенные оценки иллюстрируют экономическую целесообразность внедрения БН в структуру отечественной ЯЭ, растущую вместе с масштабами атомной генерации, а также необходимость повышения доли БН в структуре ЯЭ в случае оказания полного пакета услуг ЯТЦ АЭС, построенных по российским проектам за рубежом

Отмеченные обстоятельства, однако, лишь иллюстрируют целесообразность перехода на НТП Требуются дополнительные исследования, определяющие с системных позиций требуемый уровень воспроизводства за 2030 г, поскольку весь жизненный цикл реакторов типа ВВЭР при интенсивных сценариях и выбранных параметрах топливоиспользования не может быть обеспечен декларируемыми запасами природного урана

В заключении приведены основные выводы выполненной работы

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

В соответствии с поставленной целью перечислим основные полученные в диссертации результаты

1 Разработан имитационно-динамический подход к моделированию развития систем ЯЭ, позволяющий количественно учесть ряд факторов, не нашедших отражения в известных моделях системного анализа

2 Разработаны и верифицированы в среде программного комплекса MESSAGE детальные модели ЯТЦ, использование которых в аналитических и прогнозных исследованиях позволяет отказаться от упрощений описания ЯТЦ и повысить, в конечном счете, точность проводимых на их основе оценок

3 Определена вероятная динамика изменения количества делящихся материалов для различных сценариев развития ЯЭ и стратегий обращения с ними Выполнена оценка влияния модификаций ЯТЦ и стратегий обращения с делящимися материалами на их полное количество в ЯТЦ

4 Проведена двухкритериальная оптимизация стратегий вовлечения плутония РБН в энергопроизводство по критерию минимизации полных приведенных затрат и подверженности риску распространения плутония Построено множество неулучшаемых альтернатив (множество Парето), позволяющее определить стратегии обращения с делящимися материалами, снижающие риски их распространения при минимальных дополнительных затратах

5. Определены условия формирования сбалансированной по плутонию структуры топливообеспечения ЯЭ на региональной (мультинационапьной) основе при наличии в структуре централизованных служб обращения с топливом как быстрых реакторов выжигателей, так и размножителей

6 Проведена оптимизация структуры отечественной ЯЭ с включением в ее состав реакторов типа БН и объектов замкнутого ЯТЦ с учетом сооружения АЭС за рубежом при соблюдении требования нераспространения свежее топливо поставляется, ОЯТ возвращается обратно Показаны снижение удельных дисконтированных затрат с ростом масштабов атомной генерации и необходимость повы-

шения доли БН в случае оказания полного пакета услуг ЯТЦ АЭС, построенным

за рубежом

СПИСОК ПУБЛИКАЦИЙ СОИСКАТЕЛЯ Статьи в научных рецензируемых журналах

1. Андрианов A.A., Фесенко Г.А. Оптимизация перехода к двухкомпонент-ной атомной энергетике по критерию минимизации подверженности риску распространения плутония // Известия вузов. Ядерная энергетика. -2006 - №2. - С. 74-81.

2. Андрианов А А , Коровин Ю.А., Мурогов В.М. и др. Сравнительный анализ методов и инструментальных средств моделирования открытого и замкнутого топливных циклов- MESSAGE и DESAE // Известия вузов Ядерная энергетика. -2006.- №2. - С. 82-89.

3. Андрианов А А., Коровин Ю.А., Пшакин Г.М. Анализ влияния возможных сценариев развития ядерной энергетики на масштабы инспекционной деятельности по обеспечению режима нераспространения // Известия вузов. Ядерная энергетика. -2007.-№3 —Выпуск 2 -С. 10-19.

4. Андрианов А.А, Бок М И., Коробейников В.В. и др. Применение программного комплекса MESSAGE для задач оптимизации двухкомпонент-ной структуры крупномасштабной ядерной энергетики // Известия вузов. Ядерная энергетика. -2007.- №3. - Выпуск 2. - С. 20-25.

Статьи в сборниках научных трудов

5 Андрианов А А Имитационно-динамический подход к моделированию развивающихся ядерно-энергетических систем // Труды III Международной конференции «Математические идеи П JI Чебышева и их приложение к современным проблемам естествознания» Обнинск, 14-18 мая 2006 г - Обнинск ИАТЭ, 2008 - С 66-71

Материалы конференций

6 Андрианов А А, Фесенко Г.А Двухкритериальная задача оптимизации стратегий утилизации плутония в быстрых реакторах // Материалы XIV семинара по проблемам физики реакторов «Волга-2006», Москва, 4-8 сентября 2006 г -С 226- 227

7 Андрианов А А Сравнительный анализ путей развития ядерной энергетики на быстрых реакторах с позиций проблемы нераспространения плутония // Материалы XTV семинара по проблемам физики реакторов «Волга-2006», Москва, 4-8 сентября 2006 г - С 224-225

8 Андрианов А А, Бок М Н , Коробейников В В и др Оптимизация двухком-понентной структуры крупномасштабной ядерной энергетики с помощью программного комплекса MESSAGE // Материалы XIV семинара по проблемам физики реакторов «Волга-2006», Москва, 4-8 сентября 2006 г - С 23-25.

9 Andrianov A A Minimization of proliferation risk exposure on the phase of transition to two-component nuclear power system // Proceedings of the 47-th INMM Annual Meeting July 16-20, 2006, Nashville, Tennessee, USA CD

Тезисы докладов

10 Андрианов А А О нулевом балансе плутония в двухкомпонентной ядерной энергетике // Безопасность АЭС и подготовка кадров тез докл IX Международной конференции, Обнинск, 24-28 октября 2005 г - Обнинск ИАТЭ, 2005 - Ч 1 - С 72-74

11 Андрианов А А Имитационно-динамический подход к моделированию развивающихся ядерно-энергетических систем // Математические идеи П JI Чебы-шева и их приложения к современным проблемам естествознания, тез докл III Международной конференции - Обнинск, 14-18 мая 2006 г - С 9-10

12 Andrianov A A Minimization of proliferation risk exposure on the phase of transition to two-component nuclear power system // Abstracts of the 47-th INMM Annual Meeting July 16-20,2006, Nashville, Tennessee, USA p 131.

13 Andrianov A A System-level assessment of fast reactors potential for the worldwide plutonium inventories management // Abstracts of the 18-th International Summer Symposium on Science and World Affairs/ Trieste Italy August 10-19 p 13

14 Андрианов A A, Коровин Ю A , Пшакин Г M Анализ влияния возможных сценариев развития ядерной энергетики на масштабы инспекционной деятельности по обеспечению режима нераспространения // Безопасность АЭС и подготовка кадров тез докл X Международной конференции, Обнинск, 1 -5 октября2007г.-Обнинск ИАТЭ,2007 -С 91

15. Андрианов А А, Фесенко ГА. Моделирование межрегиональных перетоков ядерных материалов и оценка целесообразности организации международных топливных центров // Безопасность АЭС и подготовка кадров тез докл X Международной конференции, Обнинск, 1-5 октября 2007 г - Обнинск: ИАТЭ, 2007 - С 53

16 Андрианов А.А Оценка накопления делящихся материалов эволюционно развивающейся ядерной энергетикой // Безопасность АЭС и подготовка кадров тез докл X Международной конференции, Обнинск, 1-5 октября 2007 г - Обнинск ИАТЭ, 2007.-С 53

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА I. ФАКТОР НЕРАСПРОСТРАНЕНИЯ В МЕТОДОЛОГИИ И МОДЕЛЯХ СИСТЕМНОГО АНАЛИЗА РАЗВИТИЯ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

1.1. Нераспространение - комплексная проблема ядерной энергетики

1.1.1. Современное состояние в области хранения, производства и контроля над делягцгшися материалами.

1.1.2. Инициативы по укреплению режима нераспространения.

1.1.3. Ренессанс ядерной энергетики — вызов режиму нераспространения.

1.2. подходы и программные средства для исследований перспектив развития ядерной энергетики.

1.2.1. Подходы к моделированию развития ядерной энергетики.

1.2.2. Современные программные средства прогнозирования развития ядерной энергетики.

1.3. Методологические приемы оценки риска распространения.

1.3.1. Классификация факторов устойчивости к несанкгрюнированному распространению.

1.3.2. Атрибутивные, сценарные, игровые подходы.

1.4. Выводы к главе 1.

ГЛАВА II. РАЗРАБОТКА МАТЕМАТИЧЕСКИХ МОДЕЛЕЙ РАЗВИВАЮЩИХСЯ СИСТЕМ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ.

2.1. Разработка имитационно-динамического подхода к моделированию развития ядерно-энергетических систем.

2.1.1. Описание основных структурных единиц.

2.1.2. Примеры использования имитационно-динамического подхода.

2.2. Разработка и тестирование моделей ЯТЦ в среде программного комплекса MESSAGE.

2.2.1. Сравнительный расчетный анализ инструментальных средств моделирования ЯТЦ: MESSAGE и DESAE.

2.2.2. Верификация MESSAGE-моделей топливных циклов.

2.3. Выводы к главе II.

ГЛАВА III. НЕКОТОРЫЕ НАПРАВЛЕНИЯ СНИЖЕНИЯ КОЛИЧЕСТВА ДЕЛЯЩИХСЯ МАТЕРИАЛОВ В ГЛОБАЛЬНОМ ТОПЛИВНОМ ЦИКЛЕ.

3.1. Возможности снижения наработки делящихся материалов при сохранении современных тенденций развития.

3.1.1. Накопление делящихся материалов в периоде до 2050 г.

3.1.2. Сравнительный анализ тепловых реакторов-выжигателей плутония.

3.1.3. Потенциал концепг^ии денатурирования плутония.

3.2. Препятствование распространению плутония посредством многократного рецикла в реакторах на быстрых нейтронах.

3.2.1. Критерии выбора стратегии обращения с плутонием, обеспечивающей препятствование его распространению.

3.2.2. Накопление плутония в сг{енариях развития ЯЭ с реакторами на быстрых нейтронах.

3.2.3. Двухкритериальная задача оптимизации вовлечения плутония в энергопроизводство.

3.3. Выводы к главе III.

ГЛАВА IV. ПРОГНОЗИРОВАНИЕ РАЗВИТИЯ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ С УЧЕТОМ РЕГИОНАЛЬНЫХ ОСОБЕННОСТЕЙ И СОБЛЮДЕНИЕМ ТРЕБОВАНИЙ ЯДЕРНОГО НЕРАСПРОСТРАНЕНИЯ.

4.1. Фактор временной и региональной неравномерности развития.

4.1.1. Диспропорция роста потребностей в атомной генерации.

4.1.2. Неравномерность распределения промышленных мощностей ЯТЦ.

4.1.3. Региональное распределение делящихся материалов.

4.2. Расчетный анализ развертывания ядерно-энергетических систем в 8 региональной модели мира.

4.2.1. Потребности в могцностях «чувствительных» предприятий ЯТЦ в среднесрочной перспективе.

4.2.2. Условия формирования равновесной региональной системы топливообеспечения.

4.3. Оптимизация структуры отечественной ЯЭ с учетом сооружения и обслуживания ЯТЦ АЭС за рубежом.

4.3.1. Оптимальная структура двухкомпонентной ЯЭ при реализации современных танов развития (без учета экспорта).

4.3.2. Влияние экспортных обязательств на структуру отечественной ЯЭ.

4.4. Выводы к главе IV.

Актуальность работы. Полувековой путь развития ядерной энергетики (ЯЭ) всегда сопровождался риском несанкционированного распространения ядерных делящихся материалов и технологий топливного цикла (ЯТЦ). В последнее десятилетие он стал одним из значимых факторов, определяющим не только настоящее, но и будущее всей ядерной технологии. Это особенно очевидно с учетом возрастания угрозы ядерного терроризма и расширением сферы приложения ядерной техники. Недопущение распространения ныне является более актуальным, чем когда-либо ранее. Соответственно возросла актуальность комплексного количественного анализа проблем нераспространения, которому в создавшихся условиях не видно альтернативы.

В связи с этим в настоящий момент значительное внимание уделяется разработке расчетных средств обоснования облика функционирования ядерно-энергетических систем, препятствующих распространению делящихся материалов и технологий ядерного топливного цикла. Такие инструментальные средства, основанные на аппарате математического моделирования развивающихся систем ЯЭ, используются для решения задач оптимизации стратегий обращения с делящимися материалами в ЯТЦ и обоснования технологических и организационных мер поддержки режима нераспространения.

К сожалению, пока широкий арсенал методов, подходов, программных средств прогнозирования развития ЯЭ к фактору нераспространения остается нечувствительным. Отчасти это связано с отсутствием общепринятой методологии оценки риска несанкционированного распространения и методик учета фактора нераспространения в моделях энергетического планирования.

Степень разработанности проблемы исследования. К наиболее видным представителям системного анализа развивающихся систем ЯЭ, исследования которых посвящены прогнозированию ее развития, в том числе с учетом неэкономических факторов, следует отнести Я.В. Шевелева, П. Силвенноинена, Р. Краковски.

Разработке математических моделей развивающихся систем ЯЭ для анализа вопросов топливообеспечения и экономики посвящены работы таких отечественных ученых как A.B. Клименко, С.Я. Чернавский, B.JI. Локшин, В.В. Орлов, В.Б. Лыткин, B.C. Каграманян, Ю.П, Елагин, В.З. Беленький, A.M. Бе-лостоцкий и др.

Различным аспектам анализа проблемы ядерного нераспространения с помощью математических моделей посвящены работы в России В.И. Усанова, В.В. Коробейникова, А.Н. Чебескова, А.Н. Шмелева, В.Ф. Цибульского, С.А. Субботина, А.Н. Румянцева, В.К. Сухоручкина, В.М. Шмелева и за рубежом Р. Брогли, В. Чарльтона, Р. Рочау, К. Хейсинга, И. Сараггоси, А. Папазаглоу, С. Ахмада, А. Хуссейна, Д. Беллера, Д. Хассбергера, Ч. Батке, Д. Сентелла, Д. Дайера, Д. Вира.

Однако в работах указанных авторов недостаточно рассматривались проблемы: поиска компромиссов между конфликтующими системными факторами, определяющими развитие ЯЭ, одним из которых является фактор нераспространения; влияние региональной неравномерности развития ЯЭ на весь спектр рисков распространения; оценка вклада альтернативных делящихся материалов в риски, связанные с хищением делящихся материалов; сопоставление различных критериев учета фактора нераспространения; проведение с использованием единого расчетного инструментария сравнительного анализа по фактору нераспространения вариантов развития ЯЭ с учетом неравновесной динамики развития, особенностей структуры и организации ЯТЦ и наиболее значимых системных ограничений.

Объектом исследования являются развивающиеся системы ЯЭ.

Предмет исследования - модели и математические методы анализа развивающихся систем ЯЭ, а также подходы к оценке риска несанкционированного распространения.

Цель и задачи исследования. Целью работы является развитие и совершенствование методов, инструментальных средств моделирования развивающихся ядерно-энергетических систем, методологии оценки систем ЯЭ по фактору нераспространения, анализ и обоснование на этой основе подходов к укреплению режима нераспространения. В соответствии с целью задачами исследования стали:

- совершенствование методологии системного анализа развивающихся систем ЯЭ и разработка имитационно-динамического подхода к моделированию их развития;

- развитие методологии учёта фактора нераспространения в моделях энергетического планирования и совершенствование инструментальных средств прогнозирования развития ЯЭ;

- сопоставление ядерных топливных циклов с точки зрения возможности несанкционированного распространения и определение направлений по повышению устойчивости системы ЯЭ к фактору нераспространения.

Информационной базой исследования послужили аналитические, статистические материалы и базы данных по энергетическим реакторам и технологиям ЯТЦ авторитетных международных организаций, в частности, Международного агентства по атомной энергии, Агентства по ядерной энергии, Всемирной ядерной ассоциации и др. Другим важным источником информации явились отчетные данные компаний и консалтинговых фирм, работающих на рынке товаров и услуг ЯТЦ (Ux consulting, WISE, NAC и др.), аналитические публикации известных некоммерческих организаций, занимающихся вопросами нераспространения (ISIS, IPFM и др.), размещенные на интернет-сайтах.

На защиту выносятся:

- разработанный имитационно-динамический подход к моделированию развивающихся ядерно-энергетических систем;

- разработанные в среде оптимизационного программного комплекса энергетического планирования MESSAGE модели ЯТЦ;

- результаты сопоставления ядерных топливных циклов с точки зрения возможности несанкционированного распространения и определение направлений по повышению устойчивости системы ЯЭ к несанкционированному распространению;

- рекомендации по развитию методологии учёта фактора нераспространения в моделях энергетического планирования.

Научная новизна работы:

- Разработан имитационно-динамический подход к моделированию развития ЯЭ, включающий ряд факторов, недостаточно учитываемых в известных аналитических моделях развития ЯЭ.

- Созданы модели ядерных топливных циклов в среде MESSAGE, подробно., отражающие структуру и организацию ЯТЦ, позволяющие их пополнение дополнительными элементами, объединение для прогнозирования развития взаимосвязанных систем ЯЭ и проведение многокритериальной оптимизации с учетом неэкономических факторов.

- На основе соединения расчетов по оптимизационным и имитационным моделям уточнены количества делящихся материалов и мощности чувствительных предприятий ЯТЦ в различных структурах ЯЭ на глобальном, региональном и национальном уровнях.

- Предложено использование подхода множеств Парето для учета фактора нераспространения в моделях энергетического планирования, позволяющее определить стратегии обращения с делящимися материалами, снижающие риски их распространения при минимальных дополнительных затратах.

- Проведена оптимизация структуры отечественной ЯЭ с включением в ее состав реакторов типа БН и объектов замкнутого ЯТЦ с учетом сооружения

АЭС за рубежом при соблюдении требования нераспространения: свежее топливо поставляется, ОЯТ возвращается обратно.

Практическая значимость работы заключается в том, что разработанные модели позволяют повысить точность прогнозов развития ЯЭ в национальном, региональном и глобальном масштабах. Полученные результаты могут быть использованы для обоснования позиции России в международных проектах по поиску и реализации стратегий развития ЯЭ, обеспечивающих эффективность по всему спектру системных факторов, в том числе, включая фактор нераспространения, а также в аналитических и прогнозных исследованиях при обосновании среднесрочных и перспективных прогнозов развития атомного энергопромышленного комплекса России.

Научные положения, выводы и рекомендации, сформулированные в диссертации, обоснованы, поскольку достоверность разработанных моделей подтверждена проведением верификационных расчетов по широкораспространенным программным средствам, сравнением с данными, опубликованными в известных международных источниках, а также тем обстоятельством, что информационной базой исследования послужили аналитические, статистические материалы и базы данных авторитетных международных организаций.

Личный вклад соискателя заключается в том, что он разработал имитационно-динамический подход к моделированию развивающихся систем ЯЭ; адаптировал разработанные им в среде программного комплекса MESSAGE модели ЯТЦ для задач прогнозирования развития ЯЭ с учетом требований ядерного нераспространения; сопоставил различные методики учета фактора нераспространения и предложил способ его учета на основе подхода множеств Парето; провел расчетный сравнительный анализ вариантов развития ЯЭ в глобальном, региональном и национальном масштабах с учетом требований ядерного нераспространения.

Апробация результатов диссертации. Результаты работы докладывались на рабочих совещаниях МАГАТЭ, посвященных инструментам энергетического планирования для поддержки проекта ИНПРО (Вена, Австрия, 2005, 2006); на IX и X Международных конференциях «Безопасность АЭС и подготовка кадров» (Обнинск, 2005, 2007); на рабочих совещаниях МАГАТЭ по обмену опытом использования программных комплексов энергетического планирования (Сеул, Корея, 2006; Загреб, Хорватия, 2007); на III Международной конференции «Математические идеи П.Л.Чебышева и их приложения к современным проблемам естествознания» (Обнинск, 2006); на 47 ежегодной конференции Института обращения с ядерными материалами (Нэшвил, США, 2006); на 18 ежегодном семинаре по науке и международным отношениям (Триест, Италия, 2006); на XIV семинаре по проблемам физики реакторов «Волга-2006» (Москва, 2006).

Опубликованность результатов диссертации. По материалам диссертации опубликовано 16 работ, в том числе 4 статьи в научных рецензируемых журналах, рекомендованных ВАК, 4 - в материалах конференций, 7 - в тезисах докладов на конференциях, 1 - в сборнике научных трудов.

Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, четырех глав основного текста, заключения, библиографического списка, включающего в себя 105 наименований. Работа изложена на 148 страницах с 67 иллюстрациями и 17 таблицами.

4.4. Выводы к главе IV

Разработан комплекс взаимоувязанных моделей для прогнозирования развития ЯЭ в 8 региональной модели мира с учетом возможных межрегиональных перетоков делящихся материалов, позволяющий реконструировать ситуацию в ЯЭ по состоянию на 2005 г., а также произвести прогнозный расчетный анализ ее развития в среднесрочной и долгосрочной перспективах в случае эволюционного и инновационного развития.

Показано, что приближение к предельным производственным возможностям по наиболее критическим звеньям ЯТЦ как по регионам, так и в глобальном масштабе и опасение недостаточности планируемого прироста мощностей национальными предприятиями для удовлетворения возможного в перспективе спроса на них, являются факторами, ведущими к необходимости инвестирования в развитие ЯТЦ. Определены минимально необходимые дополнительные мощности предприятий ЯТЦ и темпы их ввода на интервале до 2030 г.

Определены условия формирования сбалансированной по плутонию структуры топливообеспечения ЯЭ на региональной (мультинациональной) основе при наличии в структуре централизованных служб обращения с топливом как быстрых реакторов-выжигателей, так и размножителей.

Проведена оптимизация структуры отечественной ЯЭ с включением в её ^ состав инновационной установки БН-1800 при условии реализации современных планов развития. Проведенные оценки иллюстрируют экономическую целесообразность внедрения БН в структуру отечественной ЯЭ, растущую вместе с масштабами атомной генерации, а также необходимость повышения доли БН в структуре ЯЭ в случае оказания полного пакета услуг ЯТЦ АЭС, построенных по российским проектам за рубежом.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Перечислим основные результаты, полученные в диссертации.

1. Проведены классификация и анализ инициатив, направленных на укрепление режима нераспространения, осуществлен обзор методов оценки риска распространения, а также подходов и инструментальных средств моделирования развития систем ЯЭ.

- Рассмотрены и классифицированы инициативы, направленные на укрепление режима нераспространения, показана эволюция представлений, связанных с пониманием угрозы несанкционированного распространения, исходящей от гражданской ЯЭ.

- Разобраны методические подходы к исследованию проблемы нераспространения, показана их комплементарность и возможность формирования на их базе самосогласованного пакета моделей оценки риска распространения.

- Проанализированы особенности используемых в настоящее время системных моделей прогнозирования развития ЯЭ, предложена их классификация, определен ряд нерешенных методологических вопросов и отмечены трудности учёта фактора нераспространения в моделях энергетического планирования.

2. В области инструментального обеспечения задач прогнозирования развития ЯЭ и сравнительного анализа инновационных ядерно-энергетических установок получены следующие результаты.

- Разработан имитационно-динамический подход к моделированию развития систем ЯЭ, позволяющий количественно учесть ряд факторов, не нашедших отражения в известных моделях системного анализа. Показано, что в своих предельных случаях, модели ядерно-энергетических систем, построенные в рамках имитационно-динамического подхода, переходят в ранее созданные аналитические модели развивающейся ЯЭ.

- Разработаны и верифицированы в среде программного комплекса MESSAGE детальные модели ЯТЦ, использование которых в аналитических и прогнозных исследованиях позволяет отказаться от упрощений описания ЯТЦ и повысить, в конечном счете, точность проводимых на их основе оценок.

3. Получен ряд новых результатов по системной оценке и сопоставлению

ЯТЦ с точки зрения возможности несанкционированного распространения.

- На основе разработанной обобщенной модели наработки плутония и альтернативных делящихся материалов в ядерных реакторах на тепловых нейтронах определена вероятная динамика изменения их количества в топливном цикле для различных сценариев развития ЯЭ и стратегий обращения с делящимися материалами в ЯТЦ.

- Оценены возможности тепловых реакторов-выжигателей плутония и потенциал концепции денатурирования плутония как способы сокращения темпов накопления делящихся материалов.

- Выполнена сравнительная оценка развития ЯЭ на базе различных типов РБН с привлечением методик учета фактора нераспространения плутония.

- Проведена двухкритериальная оптимизация стратегий вовлечения избыточного плутония РБН в энергопроизводство по критерию минимизации полных приведенных затрат и подверженности риску распространения плутония, на основе которой построено множество неулучшаемых альтернатив (множество Парето), способствующее эффективному исключению заведомо неудовлетворительных вариантов вовлечения плутония в энергопроизводство.

При прогнозировании развития ЯЭ с учетом неравномерности регионального развития получены следующие результаты.

- Показано приближение к предельным производственным возможностям по наиболее критическим звеньям ЯТЦ как по регионам, так и в глобальном масштабе и недостаточность планируемого прироста мощностей национальными предприятиями для удовлетворения возможного в перспективе спроса на них. Определены минимально необходимые дополнительные мощности предприятий ЯТЦ и темпы их ввода на интервале до 2030 г.

- Определены условия формирования сбалансированной по плутонию структуры топливообеспечения ЯЭ на региональной (мультинациональной) основе при наличии в структуре централизованных служб обращения с топливом как быстрых реакторов-выжигателей, так и размножителей.

- Выявлена экономическая целесообразность внедрения инновационной установки БН-1800 в структуру отечественной ЯЭ. Показаны снижение удельных дисконтированных затрат с ростом масштабов атомной генерации и необходимость повышения доли БН-1800 в структуре ЯЭ в случае оказания Россией полного пакета услуг ЯТЦ АЭС, построенным по российским проектам за рубежом.

4. Развита методология учёта фактора нераспространения в моделях энергетического планирования.

- Показано, что подход Р. Краковски, подход, основанный на принципе минимизации времени нахождения плутония на складе, и подход, основанный на критерии минимизации полных затрат на инспекционную деятельность, приводят к качественно одинаковым тенденциям.

- Предложено использовать множество неулучшаемых альтернатив (множество Парето) для определения наиболее эффективных путей повышения устойчивости ЯЭ к распространению при учете иных системных факторов, носящих конфликтующий характер с фактором нераспространения.

- Показано, что замыкание ЯТЦ по представляющим опасность делящимся материалам и их многократный рециклинг ведут к тому, что риск, связанный с возможностью хищения ядерных делящихся материалов, будет пропорционален мощности ЯЭ, а не интегральной энерговыработке.

- На основе расчета показателя «потенциальная производительность значимых количеств делящихся материалов» для различных структур ЯЭ сделан вывод о том, что производственные возможности ЯЭ по производству делящихся материалов оказываются нечувствительными к ее структуре.

В заключение диссертант выражает глубочайшую признательность своему научному руководителю Юрию Александровичу Коровину за всестороннюю поддержку и помощь в выполнении диссертационной работы. Автор считает приятным долгом выразить благодарность д.т.н., проф. В.М. Мурогову, д.т.н. В.В. Артисюку, д.ф.-м.н., проф. В.В. Коробейникову, с.н.с. C.B. Югаю, к.т.н. Г.М. Пшакину, с.н.с. Е.В. Федоровой, к.ф.-м.н., доценту Г.А. Фесенко, в сотрудничестве с которыми был выполнен ряд работ. Автор искренне признателен к.т.н. С.А. Субботину, д.т.н. В.Ф. Цибульскому, проф. В. Чарльтону за ценные замечания и плодотворные дискуссии. Отдельная благодарность В.Ф. Цибульскому, любезно предоставившему программный комплекс DESAE, а также А. Саенко, О.И. Мосоловой, Д. Джалувка за помощь, оказанную ими при выполнении данной работы.

1. Mohamed ElBaradei. Nuclear Non-Proliferation: Responding to a Changing Landscape. Statement at the Japan Atomic Energy Agency. 18 May 2006.

2. Global Fissile Material Report 2006.

3. Global Fissile Material Report 2007.

4. Albright D., el al. Global Stocks of Nuclear Explosive Materials. 2005, www.isis-online.org

5. Информационный циркуляр МАГАТЭ 549.

6. J.С. Mark. Explosive Properties of Reactor-Grade Plutonium. Science & Global Security, Vol. 4, 1993, pp. 111-128.

7. IAEA Safeguards Glossary, 2001.

8. D. Albright and K. Kramer. Neptunium 237 and Americium: World Inventories and Proliferation Concerns. 22 August 2005, www.isis-online.org

9. Pellaud B. Proliferation aspects of plutonium recycling. Journal of Nuclear Materials Management. 2002. - Vol. XXXI. - №1.

10. The Ux weekly Vol.19, Issue 28 (July 11, 2005). The Myth of Excess SWU Capacity.

11. The Future of Nuclear Power. An interdisciplinary MIT Study, 2003.

12. IAEA TECDOC 1467. Status and Trends in Spent Fuel Reprocessing, (2005).

13. Fukuda K., Danker W., Lee J.S., Bonne A., M.J. Crijns, IAEA overview of global spent fuel storage. Vienna, IAEA, Department of Nuclear Energy, 2003.

14. IAEA Annual Reports, 1997-2004.

15. Архангельский И.А. и др. Система международного контроля за мирным использованием атомной энергии. -М.: Энергоатомиздат, 1986.

16. Persbo A., Mayo В. and Peterson М. An Overview of the Evolution, Operation and Status of Nuclear Safeguards. Доступно на сайте www.verifor.org/ cascstuclies/ NuclearSafeguards.pdf

17. Agreement between the Government of the United States of America and the Government of the Russian Federation Concerning the Management and Disposition of Plutonium Designated as No Longer Required for Defense Purposes and

18. Related Cooperation, Washington, D.C., DOE, 2000. www.ipfmlibrary.org /doe00.pdf.

19. Логутова H. О новых инициативах в области контроля над ядерными материалами и технологиями / Ядерный контроль. №4,2005. С.99-118.

20. Логутова Н. Перспективы реализации многосторонних подходов к ядерному топливному циклу / Ядерный контроль. №1,2006. С.87-104.

21. IAEA, International Nuclear Fuel Cycle Evaluation, International Atomic Energy Agency, Working Group Reports, 1980.

22. Multilateral Approaches to the Nuclear Fuel Cycle: Expert Group Report submitted to the Director General of the International Atomic Energy Agency, INFCIRC/640, 22 February 2005.

23. International Energy Agency, World Energy Outlook 2006.

24. IAEA. Energy, Electricity and Nuclear Power Estimates for the Period to 2030, Reference Data Series, No. 1, July 2006 Edition, Vienna, 2006.

25. IPCC Special Report on Emissions Scenarios. A special report of working group III, Cambridge University Press, Cambridge (2000).

26. Guidance for the evaluation of innovative nuclear reactors and fuel cycles. Report of Phase 1A of the International Project on Innovative Nuclear Reactors and Fuel Cycles. (INPRO), IAEA, TECDOC-1362.

27. Моисеев Н.Н. Математические задачи системного анализа. М.: Наука, 1981.-С. с.486.

28. Клименко А.В. Компьютерный комплекс оптимизационных программ (код) «TOBAS». ВАНТ Сер. «Физика ядерных реакторов», 2005, вып.З. С.51-56.

29. P. Silvennoinen. Nuclear Fuel Cycle Optimization: Methods and Modelling Techniques, Pergamon Press, New York (1982).

30. Черпавский С.Я. Системное прогнозирование ядерной энергетики: Теория и методы. М.: Наука. 1980. - С.238.

31. Введение в математическое моделирование. Учебное пособие / Под ред. П.В. Трусова. М.: Логос, 2004.

32. Беленький В.З., Белостоцкий A.M. Математическое моделирование развития ядерной энергетики. М.: Наука. 1979. — 160 с.

33. IIASA, MESSAGE Model for Energy Supply Strategy Alternatives and their General Environmental Impact, www.iiasa.ac.at.

34. Holly R. Trellue, et al. Results from a multiple-objective, nuclear-fuel-cycle optimization model. LA-UR-00-4526. September 29, 2000.

35. L. Boucher, J.P. Grouiller, COSI A Simulation Software for a Pool of Reactors and Fuel Cycle Plants, ICONE-13, Beijing, China, May 16-20, 2005.

36. D. Millington. OSIRIS: An Obejct Oriented Software Tool for Modelling the Logistics, Economics and Environmental Impact of the Nuclear Fuel Cycle, M&C 2003, Avignon, France, September

37. C. Mehmet, VISTA, IAEA, www-nfcis.iaea.org.

38. L. Van Den Durpel, A. Yacout, D. Wade, H. Khalil. DANESS Dynamic Analysis of Nuclear Energy System Strategies, Global 2003, New Orleans, November 16-20, 2003.

39. E. Schneider, Ch. Bathke, M. James. NFCSim: A Dynamic Fuel Burnup and Fuel cycle Simulation Tool, Nuclear Technology, Volume 151, Number 1, July 2005, pp. 35-50.

40. K. Pasamehmetoglu. SINEMA Simulation Institute for Nuclear energy Modeling & Analysis, Workshop role of Simulation for the Nuclear Fuel Cycle, MIT, Boston, USA, October 21, 2004.

41. OECD/IEA, ETSAP, MARKAL Market Allocation Model, www.etsap.org /markal/main.html

42. Naoko Inoue et al. Proliferation Resistance Assessment Methodologies: Which Aspects are the Same or Different? / Proceedings of the 46-th INMM Annual Meeting. July 10-14, 2005, Phoenix, Az, USA.

43. Krakowski R. Review of Approaches for Quantitative Assessment of the Risks of and Resistance to Nuclear Proliferation from the Civilian Nuclear Fuel Cycle Los Alamos. National Laboratory document.

44. Jones E.D. Review of Methodologies for Assessing Nuclear Proliferation Resistance. Draft, November 2002.

45. S.V. Mlaclineo, et al. Guidelines for the Performance of Nonproliferation Assessments. PNNL-14294, May 2003.

46. USDOE, NASAP, Nonproliferation Alternative System Assessment Program, U.S. Department of Energy, Report No. USDOE/NE-OOl, 1980.

47. Report of the International Workshop on Technology Opportunities for Increasing the Proliferation Resistance of Global Civilian Nuclear Power Systems

48. TOPS), March 29-30, 2000, sponsored by the Nuclear Energy Research Advisory Committee (NERAC), and the Centre for Global Security Research (CGSR) at Lawrence Livermore National Laboratory, March 29-30, 2000.

49. Heising C.D., Saragossi I., and Sharafi P. A Comparative Assessment of the Economics and Proliferation Resistance of Advanced Nuclear Fuel Cycles. Energy 5, 1131, 1980.

50. Silvennoinen P. and Vira J. Quantifying Relative Proliferation Risks from Nuclear Fuel Cycles. Prog. Nucl. En. 17(3), 231, 1986.

51. Papazaglou A., Gyftopoulos E. P., Miller M. M., Rasmussen N. C., and Raiffa A. A Methodology for the Assessment of the Proliferation Resistance of Nuclear Power Systems. Massachusetts Institute of Technology report MIT-El 78-02/022. September, 1978.

52. Krakowski R.A., Bathlce C.G. Reduction of Worldwide plutonium inventories Using Conventional Reactors and Advance Fuels: A Systems Study. LA-UR-97-2809, 1997.

53. Brogli R. and Krakowski R. A. Proliferation and the Civilian Nuclear Fuel Cycle: Towards a Simplified Recipe to Measure Proliferation Risk. Paul Scherrer Institute document PSI BerichtNr. (01-10. August, 2001).

54. Пшакии Г.М. и др. Ядерное нераспространение. М.: МИФИ, 2006.

55. Табак Д., Куо Б. Оптимальное управление и математическое программирование. М.: Наука. 1975. - 280 с.

56. Орлов В.В. Каким должно быть время удвоения быстрых реакторов? / Атомн. энергия, 1971, 31, вып.З. С. 195-197.

57. E. Merle-Lucotte, D. Heuer, С. Le Brun, J.M. Loiseaux. Scenarios for a worldwide deployment of nuclear power. International Journal of Nuclear Governance, Economy and Ecology (IJNGEE), Vol. 1, No. 2, 2006.

58. Андрианов А.А. О нулевом балансе плутония в двухкомпонентной ядерной энергетике / Тезисы конференции «Безопасность АЭС и подготовка кадров 2005». Обнинск, ИАТЭ, октябрь 2005. - С. 72-75.

59. The Global Nuclear Fuel Market Supply and Demand. 2005-2030. WNA Market Report.

60. Trends in nuclear fuel cycle: economic, environmental and social aspects, NEA OECD, 2001

61. IAEA, Power Reactor Information System, PRIS.

62. IAEA, Integrated Nuclear Fuel Cycle Information Systems, INFCIS.68. www.eia.doe.gov/cneai7nucleai7npwrfc/data98/cumfuel.html

63. Nuclear technology review 2007.

64. SCALE-5, SCALE: A Modular Code System for Performing Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluation, RSICC, CCC-7252

65. Андрианов A.A. Оценка накопления делящихся материалов эволюционно развивающейся ядерной энергетикой/ Безопасность АЭС и подготовка кадров: тез.докл. X Международной конференции, Обнинск, 1-5 октября 2007 г. Обнинск: ИАТЭ, 2007. - С.53.

66. Plutonium Management in the Medium Term A Review by the OECD/NEA Working Party on the Physics of Plutonium Fuels and Innovative Fuel Cycles (WPPR).

67. C. Heising-Goodman. An Evaluation of the Plutonium Denaturing Concepts as an Effective Safeguard Method. Nucl. Technol., 50, 242, (1980).

68. M. Saito, et al. of Plutonium by Transmutation of Minor-Actinides for Enhancement of Proliferation Resistance. Journal of Nuclear Science and Technology Vol. 42 (2005), No. 2 p.161-168.

69. G. Kessler. Plutonium denaturing by Pu-238 / Trans. First Int. Sci. Technol. Forum on Protected Plutonium Utilization for Peace and Sustainable Prosperity, March 1-3, Tokyo, Japan, 38-39 (2004).77. http://wwvv.gnep.energy.gov/

70. Белая книга ядерной энергетики / Под ред. Е.О. Адамова. М.: Изд-во ГУП НИКИЭТ, 2001.

71. Лопаткин А.В., Орлов В.В., Лукасевич И.Б. и др. Возможности реакторов БРЕСТ и тансмутационного топливного цикла в условиях реализации современных планов развития ядерной энергетики. Атомная энергия, 2007, т. 103, вып. 1. С.21-28.

72. Н. S. Khalil. Fast Reactor Development Studies in the U.S. Report presented on Int. Workshop on Fast Reactors and Liquid Metals in Power Industry of the 21-st Century 10-11 October, 2005. IPPE Guest House, Obninsk, Russia.

73. Опробование методологии ИНПРО на примере инновационной технологии быстрых реакторов с натриевым охлаждением и соответствующим топливным циклом / Отчет ФЭИ. Инв. № 11435, 2004.

74. Коробейников В.В., Тихомиров Б.Б., Чебесков А.Н. Исследование риска распространения в циклах с расширенным воспроизводством плутония / Известия вузов. Ядерная энергетика. -2007.- №4. С. 62-71.

75. Поплавский В.М., Усанов В.И., Чебесков A.FI. и др. Оценка эффективности мер по снижению риска распространения делящихся материалов на основе моделей системного анализа. М.: Атомная энергия, 2001, т.91, вып.5. — С.353-362.

76. Андрианов А.А., Фесенко Г.А. Оптимизация перехода к двухкомпонентной атомной энергетике по критерию минимизации подверженности риску распространения плутония / Известия вузов. Ядерная энергетика. 2006. — №2. - С.74-81.

77. Andrianov A. A. Minimization of proliferation risk exposure on the phase of transition to two-component nuclear power system / Proceedings of the 47-th INMM Annual Meeting. July 16-20, 2006, Nashville, Tennessee, USA.

78. Andrianov A.A. System-level assessment of fast reactors potential for the worldwide plutonium inventories management / Abstracts of the 18-th International Summer Symposium on Science and World Affairs/ Trieste. Italy. August 10-19. p.13.

79. Андрианов A.A. Сравнительный анализ путей развития ядерной энергетики на быстрых реакторах с позиций проблемы нераспространения плутония / Материалы XIV семинара по проблемам физики реакторов «Волга-2006», Москва, 4-8 сентября 2006 г. . С. 224-225.

80. Андрианов А.А., Фесенко Г.А. Двухкритериальпая задача оптимизации стратегий утилизации плутония в быстрых реакторах / Материалы XIV семинара по проблемам физики реакторов «Волга-2006», Москва, 4-8 сентября 2006 г. .-С.226- 227.

81. Country Nuclear Fuel Cycle Profiles. Tec. Rep. Ser. No 425.

82. Пономарев-Степной H.H., Алексеев П.Н., Давидепко В.Д. и др. Сравнение направлений развития ядерной энергетики в XXI в. на основе расчетов материальных балансов. Атомная энергия, 2001, т. 91, вып.5. С.331-336.

83. Гагаринский А.Ю., Игнатьев В.В., Пономарев-Степной Н.Н., и др. Роль ядерной энергетики в структуре мирового энергетического производства XXI в. Атомная энергия, 2005, т. 99, вып.5. С.323-336.

84. Uranium 2005: resources, production and demand. NEA-OECD. Vienna, 2005.

85. B. Pellaud. Multilateral nuclear arrangements: Status and outlook. ESARDA BULLETIN, No. 36, July 2007, p.l 1- 18.

86. Economic Evaluation of Bids for Nuclear Power Plants. IAEA, Vienna, Technical Reports, №396, 2000.

87. Management of Spent Fuel from Nuclear Power Reactors Proceedings of an International Conference Vienna, 19-22 June 2006.

88. IAEA-TECDOC-1451. Innovative small and medium sized reactors: Design features, safety, approaches and R&D trends.

89. Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века. Основные положения. -М.: Минатом России, 2000.

90. Федеральная целевая программа «Развитие атомного энергопромышлен-иого комплекса России на 2007 2010 годы и на перспективу до 2015 года». Постановление Российской Федерации от 6 октября 2006 г. № 605.

91. Основные положения Энергетической стратегии России на период до 2020г. Приложение к журналу «Энергетическая политика» М., 2000.

92. Kirienko, S. 2006, paper at World Nuclear Fuel Cycle conference, April and WNA Symposium, Sept.

93. Иванов C.H. Современное состояние и динамика развития атомного энергокомплекса России // Изв. АН Энергетика, 2007, № 1. С.3-9.

94. Солонин М.И. Новая технологическая платформа стратегическое направление развития атомной энергетики России / Доклад на XIV семинаре по проблемам физики реакторов «Волга-2006», Москва, 4-8 сентября 2006 г.