Изготовлено экспериментальное СНУП- и МОКС-топливо для перспективного реактора БН-1200

В "Росатоме" успешно продолжается научно-исследовательская работа по обоснованию инновационного ядерного топлива для перспективных реакторов на быстрых нейтронах IV поколения.

Согласно классификации, принятой МАГАТЭ, IV поколение ядерных энергетических систем предполагает применение различных технологий, которые объединены общим результатом - более высокой эффективностью использования топлива, увеличенной безопасностью, энергоэффективностью, сокращением отработавшего ядерного топлива и т.п.

Ядерные энергетические системы IV поколения способны 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.

В реакторах на тепловых нейтронах, составляющих основу современной атомной энергетики, используется около 1% урана, оставшиеся 99% направляются на временное хранение или утилизируются как радиоактивные отходы. Преимущество реакторов на быстрых нейтронах - 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 реактора БН-1200 одновременно прорабатываются два варианта активной зоны с разными видами уран-плутониевого ядерного топлива: на оксидном МОКС-топливе по аналогии с реактором-предшественником БН-800, а также на плотном нитридном СНУП-топливе, как и для реактора IV поколения БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем, который строится в рамках стратегического отраслевого проекта "Прорыв".

В отличие от традиционного для атомной энергетики обогащенного урана, сырьём для производства таблеток МОКС-топлива выступают оксид плутония, получаемый при переработке ОЯТ традиционных реакторов ВВЭР, и оксид обедненного урана (получается путем обесфторивания гексафторида обедненного урана - ОГФУ, так называемых вторичных "хвостов" обогатительного производства). Смешанное нитридное уран-плутониевое (СНУП) топливо - вид ядерного топлива, 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.

Учеными Топливного дивизиона достигнуты новые важные вехи в обосновании обеих активных зон. Для испытаний в "быстром" реакторе БН-600 на Белоярской АЭС изготовлена облучательная сборка ОС-4 с твэлами на базе СНУП-топлива. Особенность этой экспериментальной сборки - намеченное достижение повышенного уровня выгорания ядерного топлива, который со значительным запасом перекроет потребности разработанного проекта активной зоны. При этом в конструкции сборки применены специальные технические решения, обеспечивающие безопасность испытаний в действующем энергетическом реакторе.

Кроме того, изготовлены три уникальные экспериментальные сборки КЭТВС-МАК с тепловыделяющими элементами (твэлами) типоразмера БН-1200 на базе МОКС-топлива с аксиальной прослойкой. Особенность конструкции этих твэлов, в отличие от традиционного МОКС-топлива, - введение в состав топливного столба фрагмента с так называемым воспроизводящим материалом. В совокупности эти фрагменты формируют в реакторе горизонтальную прослойку, аксиально разделяющую активную зону на две части. Это позволит существенно снизить радиационное повреждение оболочек твэлов при сохранении требуемой глубины выгорания топлива. Такое техническое решение теоретически обосновано в нескольких странах, но впервые может быть применено на практике в российском реакторе БН-1200.

Новые топливные кассеты со СНУП- и МОКС-топливом, изготовленные на Сибирском химическом комбинате (АО "СХК", предприятие Топливного дивизиона Росатома в Северске Томской области), должны пройти цикл испытаний в реакторе БН-600 на Белоярской АЭС. Загрузка в активную зону запланирована на 2025 год.

Реакторные и послереакторные испытания данных сборок в БН-600 позволят ученым испытать ядерное топливо до максимальных проектных параметров, изучить процессы, протекающие в твэле, и впоследствии провести лицензирование топлива.

БН-1200 должен стать первым в мире серийным реактором на быстрых нейтронах. Он эволюционно продолжает линейку российских "быстрых" реакторов с натриевым теплоносителем БН-600 и БН-800 на Белоярской АЭС и будет построен на той же площадке Белоярской АЭС (начало строительства запланировано на 2027 год).

"Реактор БН-1200 спроектирован для использования любого из двух возможных видов топлива - СНУП и МОКС. По традиционному МОКС-топливу уже накоплен значительный опыт его производства и эксплуатации, а высокоплотное СНУП-топливо привлекательно дополнительными нейтронно-физическими преимуществами, которые могут быть востребованы в перспективе. Сейчас ведутся интенсивные работы по обоснованию выбора проекта активной зоны на базе комплексной оценки по множеству различных параметров", - отметил старший вице-президент по научно-технической деятельности АО "ТВЭЛ" Александр Угрюмов.

В случае выбора в пользу СНУП-топлива для обоснования топлива также будут использованы результаты многолетних испытаний, проводимых с целью обоснования СНУП-топлива для реактора БН-1200М (более десяти полномасштабных тепловыделяющих сборок, испытанных в реакторе БН-600 с 2014 года).


По материалам:
https://tvel.ru