МОСКВА, 16 сентября /ТАСС/. Росатом изготовил уран-плутониевое СНУП-топливо для инновационного ядерного реактора IV поколения БРЕСТ, сообщает пресс-служба Топливной компании ТВЭЛ.
"В Топливном дивизионе Росатома изготовлена и прошла приемку уникальная тепловыделяющая сборка ОС-5 на базе нитридного уран-плутониевого СНУП-топлива с жидкометаллическим подслоем: под стальную оболочку впервые был помещен металлический натрий, который "обволакивает" топливные таблетки из уран-плутониевой композиции",- говорится в сообщении.
Реактор на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300 строится в Северске Томской области в составе Опытно-демонстрационного энергокомплекса IV поколения (в рамках стратегического отраслевого проекта "Прорыв"). Ученые и инженеры "Росатома" с 2014 года выполняют опытно-промышленную эксплуатацию СНУП-топлива в реакторе БН-600 на Белоярской АЭС и послереакторные исследования облученных твэлов.
"Первое поколение СНУП-топлива для стартовой загрузки БРЕСТ-ОД-300 обосновано с выгоранием на уровне 6% тяжелых атомов. Наша цель - поэтапно увеличить глубину выгорания до среднего значения 12%. Чтобы испытать СНУП-топливо до максимальных предельных параметров в реакторе БН-600, наши ученые уже применили ряд нестандартных инновационных решений, например, специальные выемные контейнеры в облучательных сборках. Именно с этой сборкой мы рассчитываем достичь проектных целевых показателей топлива для быстрых реакторов будущего", - приводятся в сообщении слова руководитель объединенного отраслевого проекта "Разработка твэл и ТВС со СНУП-топливом", заместителя директора Бочваровского института Михаила Скупова.
Облучательная сборка ОС-5 изготовлена на Сибирском химическом комбинате в Северске Томской области и после согласования со стороны Ростехнадзора, инновационное топливо пройдет опытно промышленную эксплуатацию в реакторе БН-600 на Белоярской АЭС в Свердловской области.
"Работа наших ученых по развитию технологий нитридного СНУП-топлива имеет стратегическое значение для атомной энергетики будущего. Изначально оно создавалось для реакторов со свинцовым теплоносителем - БРЕСТ-ОД-300 и последующего за ним БР-1200
Топливо, реактор, энергосистемы
В смешанном нитридном уран-плутониевом (СНУП) топливе делящийся материал (смесь урана и плутония) представлен в форме соединения азота, мононитрида, вместо стандартного диоксида урана. В промышленности такое топливо пока не применяется, разрабатывается для перспективных реакторов на быстрых нейтронах с натриевым и свинцовым теплоносителем.
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). При этом 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 - поколение ядерных энергетических систем, которое предполагает применение различных технологий, которые объединены общим результатом - 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 мировым лидером в разработке технологий IV поколения.
Комментарии