В России изготовлена первая в мире тепловыделяющая сборка на базе смешанного нитридного уран-плутониевого топлива с жидкометаллическим подслоем (используется металлический натрий). Это топливо предназначено для наших новейших реакторов 4-го поколения. Первый энергоблок с таким реактором БРЕСТ-ОД-300 строится сейчас в Северске (город-спутник Томска) и известен как «проект «Прорыв» ГК Росатом.


Новая облучательная сборка ОС-5 изготовлена на Сибирском химическом комбинате в Северске Томской области (АО «СХК», предприятие Росатома) в кооперации с коллегами из других дивизионов госкорпорации.

Под стальную оболочку тепловыделяющей сборки на базе СНУП-топлива впервые поместили металлический натрий. Использование такого жидкометаллического подслоя позволит улучшить характеристики твэлов (тепловыделяющих элементов) с нитридным топливом для реакторов IV поколения на быстрых нейтронах. Как говорят российские атомщики, температура такого топлива будет ниже при сохранении параметров теплоносителя, а уран-плутониевая таблетка — меньше распухать и давить на оболочку твэла, провоцируя возможную разгерметизацию. Это позволит повысить и экономическую эффективность, и эксплуатационную надежность топлива.

Новые твэлы с жидкометаллическим подслоем ОС-5 – это революционное технологическое решение и важный шаг в развитии нитридного топлива для «быстрых» реакторов. Именно с этой сборкой в Росатоме рассчитывают выйти на проектные целевые показатели топлива для быстрых реакторов будущего.

Первое поколение СНУП-топлива для стартовой загрузки БРЕСТ-ОД-300 было спроектировано с выгоранием на уровне 6% тяжелых атомов. Сейчас наши ученые поэтапно увеличивают глубину выгорания до среднего значения 12%. Чтобы испытать СНУП-топливо до максимальных предельных параметров в реакторе БН-600 на действующей Белоярской АЭС в Свердловской области, российские атомщики уже применили ряд нестандартных инновационных решений, например, специальные выемные контейнеры в облучательных сборках.

В России уже есть опыт эксплуатации “быстрого” реактора БН-800 с полной загрузкой оксидным МОКС-топливом. Нитридное топливо – более плотное, а значит потенциально более экономически эффективное. Изначально оно создавалось для реакторов со свинцовым теплоносителем – БРЕСТ-ОД-300 и последующего за ним БР-1200. Но потенциально оно может использоваться и в быстрых натриевых реакторах БН-1200М, где также предусмотрен вариант с нитридной активной зоной. Ученые говорят, что опыт покажет, какая технология более перспективна.

НА ФОТО: На предприятии Росатома изготовили уникальное ядерное топливо для реактора IV поколения. Источник фото: АО «СХК»

СПРАВКА «РОСАТОМА»:

СНУП-топливо – вид ядерного топлива, смешанное нитридное уран-плутониевое (СНУП) топливо, в котором делящийся материал (смесь урана и плутония) представлен в форме соединения азота, мононитрида, вместо стандартного диоксида урана. В промышленности такое топливо пока не применяется, в России разрабатывается для перспективных реакторов на быстрых нейтронах с натриевым и свинцовым теплоносителем. Высокая плотность обеспечивает высокие топливоемкость и коэффициент воспроизводства топлива, позволяет делать реакторы более компактными. Высокая теплопроводность обеспечивает надежность и температурную стойкость топлива. В процессе эксплуатации реактора изотопный состав топлива выравнивается, что упрощает рефабрикацию топлива.
Реактор на быстрых нейтронах – тип атомных реакторов, в котором теплоносителем выступает не вода, а жидкий металл (обычно натрий). Преимущество таких реакторов – способность эффективно использовать для производства энергии вторичные продукты топливного цикла (в частности, плутоний). Обладая высоким коэффициентом воспроизводства, «быстрые» реакторы могут производить больше потенциального топлива, чем потребляют, а также «дожигать» (то есть утилизировать с выработкой энергии) высокоактивные трансурановые элементы (актиниды). Для сравнения, в реакторах на тепловых нейтронах, составляющих основу современной атомной энергетики, используется только около 1 % урана, оставшиеся 99 % направляются на временное хранение или утилизируются как радиоактивные отходы.
Энергосистемы IV поколения – новое поколение ядерных энергетических систем, отличающихся более высокой эффективностью использования топлива, увеличенной безопасностью, энергоэффективностью, сокращением отработавшего ядерного топлива и т.п. (согласно классификации, принятой МАГАТЭ). Применение таких систем способно кардинально изменить атомную энергетику, прежде всего за счет нового уровня безопасности, расширения топливной номенклатуры и существенного сокращения радиоактивных отходов. Россия является лидером в разработке технологий IV поколения: на Белоярской АЭС начались предпроектные работы по сооружению энергоблока БН-1200М, а в Томской области впервые в мировой практике на одной площадке создаются АЭС с реактором БРЕСТ-ОД-300 и пристанционный замкнутый ядерный топливный цикл.