https://ria.ru/20250317/rosatom-2005467776.html

"Росатом" начал испытания топлива для реакторов АЭС будущего

"Росатом" начал испытания топлива для реакторов АЭС будущего - РИА Новости, 17.03.2025

"Росатом" начал испытания топлива для реакторов АЭС будущего

Ученые "Росатома" на уникальном исследовательском комплексе начали испытания ядерного топлива, результаты которых понадобятся для создания перспективных... РИА Новости, 17.03.2025

2025-03-17T12:34:00+03:00

2025-03-17T12:34:00+03:00

2025-03-17T12:34:00+03:00

ядерные технологии

россия

александр жуков

государственная корпорация по атомной энергии "росатом"

технологии

https://cdnn21.img.ria.ru/images/07e8/0a/17/1979501192_0:0:3640:2048_1920x0_80_0_0_30a1f04e448e69a5a2ab4088d5b029af.jpg.webp

МОСКВА, 17 мар - РИА Новости. Ученые "Росатома" на уникальном исследовательском комплексе начали испытания ядерного топлива, результаты которых понадобятся для создания перспективных реакторов АЭС, необходимых для развития атомной энергетики, сообщила пресс-служба научного дивизиона атомной госкорпорации. "В Государственном научном центре – Физико-энергетическом институте им. А.И. Лейпунского (АО "ГНЦ РФ – ФЭИ", предприятие научного дивизиона "Росатома") начались испытания для обоснования нейтронно-физических характеристик активной зоны перспективного реактора со спектральным регулированием ВВЭР-С", - говорится в сообщении. Испытания проходят на так называемом критическом стенде БФС-1, входящем в комплекс "быстрых" физических стендов (БФС), представляющий собой уникальную экспериментальную базу для исследования физики ядерных реакторов, решения проблем их безопасности и другого. Как говорят атомщики, принцип создания на стендах БФС детальных моделей реакторов напоминает работу с детским конструктором Lego - из небольших элементов собираются большие композиции. По итогам исследований ученые "Росатома" намерены обосновать нейтронно-физические характеристики и безопасность эксплуатации в различных режимах реакторных установок с ядерным смешанным оксидным уран-плутониевым МОКС-топливом типа ВВЭР (включая будущие перспективные установки), составляющих основу атомной энергетики в России и широко эксплуатируемых за рубежом, на АЭС российского дизайна, отмечается в сообщении. Нынешняя экспериментальная программа состоит из двух стадий. Первая, подготовительная стадия, основана на традиционной "таблеточной" технологии моделирования, а вторая, основная стадия, заключается в применении реальных тепловыделяющих элементов (твэлов). "В преддверии физического пуска был полностью сформирован макет критической сборки без ядерных материалов внутри и представлен комиссии по ядерной безопасности, которая провела проверку готовности всех систем критического стенда и персонала, программы контрольного физического пуска, и разрешила проведение контрольного физического пуска. После получения разрешения макеты порционно заменялись на настоящие твэлы с энергетическим плутонием", – рассказал начальник комплекса БФС Александр Жуков. Ядерное МОКС-топливо (от англ. mixed-oxide fuel) изготавливается с использованием обедненного урана и плутония. В отличие от традиционного для атомной энергетики обогащенного урана, сырьём для производства таблеток МОКС-топлива выступают оксид плутония, наработанного в энергетических реакторах, и оксид обедненного урана. "Росатом" осваивает технологии, необходимые для перехода к конкурентоспособной двухкомпонентной энергетической системе на основе замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ). Речь о том, чтобы "сопрячь" эксплуатацию традиционных сейчас реакторов ВВЭР на так называемых тепловых нейтронах вместе с реакторами на быстрых нейтронах. Тем самым, как ожидается, расширится воспроизводство ядерного "горючего" и существенно увеличится топливная база атомной энергетики, не требующая при этом больших объемов добычи природного урана. Также появится возможность сокращать объемы радиоактивных отходов, остающихся после переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), - самые опасные радионуклиды предложено "выжигать" в реакторах на быстрых нейтронах. Таким образом, можно будет решать две ключевые проблемы нынешней атомной энергетики, связанные с ограниченностью запасов природного урана и ростом объемов ОЯТ. Логика двухкомпонентной ядерной энергосистемы основана на использовании плутония, выделяемого из отработавшего ядерного топлива реакторов ВВЭР, для изготовления топлива реакторов на быстрых нейтронах и возможности применения плутония из ОЯТ "быстрых" реакторов для изготовления МОКС-топлива установок ВВЭР. По мнению специалистов, реализация такой схемы потребует развития технологий реакторов ВВЭР путем создания реактора ВВЭР-С, конструкция которого благодаря ряду технических решений позволяет регулировать спектр нейтронов - их распределение по энергии в активной зоне реактора (это и есть спектральное регулирование). Применение системы спектрального регулирования имеет целый ряд преимуществ. Во-первых, при равной мощности реактор ВВЭР-С, по расчетам, будет потреблять значительно меньше урана, чем современные передовые реакторы ВВЭР. Во-вторых, спектральное управление позволяет эксплуатировать реактор, полностью загруженный МОКС-топливом. Кроме того, возможно оптимизировать все конструкции реакторной установки, сделав дешевле энергоблок на ее основе. Ранее сообщалось, что пилотный энергоблок ВВЭР-С средней мощности намечено построить в России в составе будущей Кольской АЭС-2.

https://ria.ru/20230221/ispytaniya-1853429692.html

https://ria.ru/20250115/rosatom-1993805920.html

https://ria.ru/20230830/rosatom-1893165051.html

россия

2025

Новости

ru-RU

https://ria.ru/docs/about/copyright.html

https://xn--c1acbl2abdlkab1og.xn--p1ai/

россия, александр жуков, государственная корпорация по атомной энергии "росатом", технологии