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.
Проведенные российскими учеными исследования и расчеты показали, что использование жидкометаллического подслоя позволит улучшить характеристики твэлов с нитридным топливом для реакторов IV поколения на быстрых нейтронах. Ожидается, что температура такого топлива будет ниже при сохранении параметров теплоносителя, а уран-плутониевая таблетка будет меньше распухать и давить на оболочку твэла, провоцируя возможную разгерметизацию. Это позволит повысить и экономическую эффективность, и эксплуатационную надежность топлива.
СНУП-топливо - это 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, 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). 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 одним из лидеров 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.
Изготовление ОС-5 - часть масштабной программы работ по повышению эффективности СНУП-топлива для инновационного реактора на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300, который 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. Таким образом экспериментально подтверждается и поэтапно обосновывается всё более высокая глубина выгорания СНУП-топлива.
"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. Твэлы с жидкометаллическим подслоем ОС-5 - это революционное технологическое решение и еще один важный шаг в развитии нитридного топлива для "быстрых" реакторов. Именно с этой сборкой мы рассчитываем достичь проектных целевых показателей топлива для быстрых реакторов будущего", - отметил руководитель объединенного отраслевого проекта "Разработка твэл и ТВС со СНУП-топливом", заместитель директора Бочваровского института Михаил Скупов.
Облучательная сборка ОС-5 изготовлена на Сибирском химическом комбинате в Северске Томской области (АО "СХК", предприятие Топливного дивизиона "Росатома") в кооперации с коллегами из Топливного, Научного и Машиностроительного дивизионов "Росатома". 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. У нас 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. Опыт покажет, какая технология более жизнеспособна. Наша конечная цель - не только использовать те преимущества, которое дает замыкание ядерного топливного цикла в реакторах на быстрых нейтронах, но и сделать эти установки максимально конкурентоспособными на рынке электроэнергии и мощности по сравнению с другими видами генерации", - отметил старший вице-президент по научно-технической деятельности АО "ТВЭЛ" Александр Угрюмов.
Источник: