Специалисты "Росатома" создали ядерное топливо, использование которого, как ожидается, позволит повысить эффективность эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах, необходимых для развития атомной энергетики, сообщила пресс-служба топливного дивизиона российской атомной госкорпорации.
"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", - говорится в сообщении.
Проведенные учеными "Росатома" исследования и расчеты показали, что использование жидкометаллического подслоя позволит улучшить характеристики тепловыделяющих элементов (твэлов) с нитридным топливом для ядерных реакторов IV поколения на быстрых нейтронах.
"Ожидается, что температура такого топлива будет ниже при сохранении параметров теплоносителя, а уран-плутониевая таблетка - меньше распухать и давить на оболочку твэла, провоцируя возможную разгерметизацию. Это позволит повысить и экономическую эффективность, и эксплуатационную надежность топлива", - отмечается в сообщении.
В реакторах на быстрых нейтронах теплоносителем выступает не вода, а жидкий металл (обычно натрий), который слабо поглощает нейтроны. Преимущество таких реакторов – способность эффективно использовать для производства энергии вторичные продукты ядерного топливного цикла (в частности, плутоний). При этом обладая высоким коэффициентом воспроизводства, "быстрые" реакторы могут производить больше потенциального ядерного "горючего", чем потребляют, а также "дожигать" (то есть утилизировать с выработкой энергии) высокоактивные трансурановые элементы (актиниды), остающиеся после переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). 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.
СНУП-топливо – смешанное нитридное уран-плутониевое топливо, в котором делящийся материал (смесь урана и плутония) представлен в форме соединения азота, мононитрида, вместо стандартного диоксида урана. Такое топливо разрабатывается для перспективных реакторов на быстрых нейтронах с натриевым и свинцовым теплоносителем. Свойства СНУП-топлива позволяют делать реакторы более компактными, а также дадут возможность упростить производство свежего ядерного топлива с использованием делящихся материалов, полученных после переработки ОЯТ.
Изготовление сборки ОС-5 – часть масштабной программы работ по повышению эффективности смешанного нитридного уран-плутониевого СНУП-топлива для инновационного реактора на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300, который в рамках стратегического отраслевого проекта "Прорыв" строится в Северске Томской области в составе опытно-демонстрационного энергокомплекса (ОДЭК), относящегося к новому, IV поколению технологий мировой атомной энергетики.
Ученые и инженеры "Росатома" с 2014 года выполняют опытно-промышленную эксплуатацию СНУП-топлива в реакторе БН-600 энергоблока №3 Белоярской АЭС и послереакторные исследования облученных твэлов. Таким образом экспериментально подтверждается и поэтапно обосновывается все более высокая глубина выгорания СНУП-топлива. Сборка ОС-5 изготовлена на Сибирском химическом комбинате в Северске Томской области (СХК, предприятие топливного дивизиона "Росатома") в кооперации с коллегами из топливного, научного и машиностроительного дивизионов атомной госкорпорации. После согласования со стороны Ростехнадзора, инновационное топливо пройдет опытно промышленную эксплуатацию в реакторе БН-600.
"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 (на энергоблоке №4 Белоярской АЭС - ред.) с полной загрузкой оксидным МОКС-топливом. Нитридное топливо – более плотное, а значит потенциально более экономически эффективное… 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 управляющей компании топливного дивизиона "Росатома" АО "ТВЭЛ" Александр Угрюмов, слова которого приведены в сообщении.