В "Росатоме" разработали проект топлива для "реактора будущего"

МОСКВА, 1 мар - РИА Новости. Специалисты АО "Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика Бочвара" (ВНИИНМ, входит в топливную компанию ТВЭЛ госкорпорации "Росатом") разработали проект топлива для нового ядерного реактора БРЕСТ-ОД-300, на котором будут опробоваться новые технологии для "большой" атомной энергетики будущего.

Как сообщила в понедельник пресс-служба топливной компании, разработан технический проект тепловыделяющего элемента (твэла) на базе так называемого смешанного нитридного уран-плутониевого топлива (СНУП-топлива) для первого в мире энергоблока с ядерным реактором на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300 и свинцовым теплоносителем, который намечено построить в России. Этот проект твэла первого поколения ляжет в основу промышленного производства СНУП-топлива – оно, как и реактор БРЕСТ-ОД-300, войдет в состав опытно-демонстрационного энергетического комплекса, строящегося в Северске Томской области в рамках стратегического проекта Росатома "Прорыв".

"Экспериментальные тепловыделяющие сборки со СНУП-топливом с 2014 года проходят испытания в реакторе БН-600 на Белоярской АЭС. При том что для стартовой загрузки реактора БРЕСТ достаточно обоснованного выгорания топлива на уровне 6%, в ходе экспериментов уже достигнут показатель 9%. Полученные результаты позволяют обосновать ресурсные испытания твэлов на глубину выгорания 9-10%", - отметил заместитель гендиректора ВНИИНМ Михаил Скупов, слова которого приведены в сообщении.

Выгоранием топлива в атомной энергетике называется уменьшение количества "горючего" в работающем реакторе, происходящее вследствие ядерных реакций.

Твэлы второго поколения для реактора БРЕСТ-ОД-300 с более высоким уровнем выгорания, над созданием которых продолжают работу специалисты топливной компании, будут использоваться, когда производство СНУП-топлива перейдет от этапа фабрикации на этап рефабрикации - то есть когда в изготовлении свежего топлива будет использоваться переработанное СНУП-топливо первой загрузки, прошедшее цикл облучения в реакторе, отмечается в пресс-релизе.

"Результаты исследовательской работы по СНУП-топливу для реактора БРЕСТ значительно ускорят разработки топлива для нитридного варианта активной зоны следующего поколения "быстрых" реакторов БН-1200М. В 2022 году планируется загрузить в БН-600 экспериментальные тепловыделяющие сборки с твэлами типа БН-1200М для проведения ресурсных испытаний", - сообщил вице-президент по научно-технической деятельности и качеству ТВЭЛ Александр Угрюмов. БН-1200М - это российский проект коммерческого энергоблока мощностью 1200 МВт с реактором на быстрых нейтронах и натриевым теплоносителем.

Смешанное нитридное уран-плутониевое СНУП-топливо на основе нитридов (химических соединений урана и плутония с азотом) имеет ряд преимуществ как с точки зрения энергоэффективности, так и с точки зрения безопасности. Ранее сообщалось, что реакторные испытания подтвердили безопасность СНУП-топлива.

Реактор БРЕСТ-ОД-300 предназначен для практического подтверждения основных технических решений, закладываемых в "быстрые" реакторные установки со свинцовым теплоносителем в замкнутом ядерном топливном цикле, и основных положений концепции естественной безопасности, на которой эти решения основываются.

Энергоблок установленной электрической мощностью 300 МВт с реактором БРЕСТ-ОД-300 должен стать ключевым объектом опытно-демонстрационного энергетического комплекса (ОДЭК), строящегося на площадке предприятия "Росатома" "Сибирский химический комбинат" в Северске Томской области в рамках стратегического отраслевого проекта "Прорыв". В феврале Ростехнадзор выдал СХК лицензию на создание энергоблока.

ОДЭК включает в себя также комплекс по производству смешанного нитридного уран-плутониевого ядерного топлива для реактора БРЕСТ-ОД-300, а также комплекс по переработке отработавшего топлива. Комплекс позволит создать пристанционный замкнутый ядерный топливный цикл, что даст возможность не только производить электричество, но и готовить из топлива, выгружаемого из активной зоны реактора, новое.