Атомная корпорация «Росатом» объявила о создании нового типа ядерного горючего, которое, как ожидается, значительно повысит эффективность работы реакторов на быстрых нейтронах – ключевого элемента для развития ядерной энергетики будущего. Об этом сообщает ПРАЙМ со ссылкой на пресс-службу топливного подразделения компании.
Согласно сообщению, в топливном дивизионе «Росатома» успешно изготовлена и принята к использованию уникальная тепловыделяющая сборка ОС-5. Эта сборка основана на нитридном уран-плутониевом СНУП-топливе и отличается наличием жидкометаллического подслоя: под оболочку из стали впервые помещен металлический натрий, окружающий таблетки топлива, изготовленные из уран-плутониевого соединения.
Исследования и расчеты, выполненные специалистами корпорации, демонстрируют, что применение жидкометаллического подслоя способно улучшить характеристики тепловыделяющих элементов (твэлов) с нитридным топливом, предназначенных для ядерных реакторов IV поколения, работающих на быстрых нейтронах.
Предполагается, что использование нового топлива позволит снизить его температуру при сохранении параметров теплоносителя, а также уменьшить расширение уран-плутониевой таблетки и, как следствие, давление на оболочку твэла, что снижает риск разгерметизации. Это, в свою очередь, должно положительно сказаться на экономических показателях и надежности эксплуатации топлива.
В реакторах на быстрых нейтронах вместо воды в качестве теплоносителя используется жидкий металл, как правило, натрий, обладающий низким коэффициентом поглощения нейтронов. Главным достоинством таких реакторов является их способность эффективно использовать вторичные продукты ядерного топливного цикла, в частности, плутоний, для генерации энергии. Обладая высоким коэффициентом воспроизводства, реакторы на быстрых нейтронах могут производить больше ядерного «горючего», чем потребляют, а также утилизировать высокоактивные трансурановые элементы (актиниды), остающиеся после переработки отработанного ядерного топлива (ОЯТ), с выработкой энергии. В отличие от них, реакторы на тепловых нейтронах, на которых в основном базируется современная атомная энергетика, используют лишь около 1% урана, а оставшиеся 99% отправляются на хранение или утилизируются в качестве радиоактивных отходов.
СНУП-топливо представляет собой смешанное нитридное уран-плутониевое топливо, в котором делящийся материал (смесь урана и плутония) находится в форме соединения азота (мононитрида), а не в виде стандартного диоксида урана. Данный тип топлива разрабатывается для перспективных реакторов на быстрых нейтронах, использующих натриевый или свинцовый теплоноситель. Свойства СНУП-топлива позволяют уменьшить габариты реакторов и упростить процесс производства свежего ядерного топлива с использованием делящихся материалов, полученных после переработки ОЯТ.
Создание сборки ОС-5 является частью масштабной программы, направленной на повышение эффективности смешанного нитридного уран-плутониевого СНУП-топлива для инновационного реактора на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300. Этот реактор строится в Северске Томской области в рамках стратегического отраслевого проекта «Прорыв» и является частью опытно-демонстрационного энергокомплекса (ОДЭК), представляющего собой новое, IV поколение технологий мировой атомной энергетики.
Начиная с 2014 года, ученые и инженеры «Росатома» проводят опытно-промышленную эксплуатацию СНУП-топлива в реакторе БН-600 энергоблока №3 Белоярской АЭС, а также выполняют послереакторные исследования облученных твэлов. Это позволяет экспериментально подтверждать и поэтапно обосновывать увеличение глубины выгорания СНУП-топлива. Сборка ОС-5 была изготовлена на Сибирском химическом комбинате в Северске Томской области (СХК, предприятие топливного дивизиона «Росатома») в сотрудничестве с коллегами из топливного, научного и машиностроительного подразделений атомной госкорпорации. После согласования с Ростехнадзором, новое топливо будет проходить опытно-промышленную эксплуатацию в реакторе БН-600.
Как отметил Александр Угрюмов, старший вице-президент по научно-технической деятельности управляющей компании топливного дивизиона «Росатома» АО «ТВЭЛ», работа по развитию технологий нитридного СНУП-топлива имеет стратегическое значение для будущего атомной энергетики. Он подчеркнул, что у компании есть опыт эксплуатации «быстрого» реактора БН-800 (на энергоблоке №4 Белоярской АЭС) с полной загрузкой оксидным МОКС-топливом. Угрюмов добавил, что нитридное топливо обладает большей плотностью и, следовательно, потенциально более высокой экономической эффективностью. Конечная цель, по его словам, заключается не только в использовании преимуществ замыкания ядерного топливного цикла в реакторах на быстрых нейтронах, но и в обеспечении максимальной конкурентоспособности этих установок на рынке электроэнергии по сравнению с другими видами генерации.