Росатом изготовил уран-плутониевое СНУП-топливо для реактора IV поколения БРЕСТ. В Топливном дивизионе создана уникальная тепловыделяющая сборка ОС-5 с жидкометаллическим подслоем, где металлический натрий обволакивает топливные таблетки.
Реактор БРЕСТ-ОД-300 строится в Северске Томской области. С 2014 года Росатом тестирует СНУП-топливо в реакторе БН-600 на Белоярской АЭС.
«Первое поколение СНУП-топлива для стартовой загрузки БРЕСТ-ОД-300 обосновано с выгоранием на уровне 6% тяжелых атомов. Наша цель – поэтапно увеличить глубину выгорания до среднего значения 12%. Чтобы испытать СНУП-топливо до максимальных предельных параметров в реакторе БН-600, наши ученые уже применили ряд нестандартных инновационных решений, например, специальные выемные контейнеры в облучательных сборках. Именно с этой сборкой мы рассчитываем достичь проектных целевых показателей топлива для быстрых реакторов будущего», – сообщил руководитель объединенного отраслевого проекта «Разработка ТВЭЛ и ТВС со СНУП-топливом», заместитель директора Бочваровского института Михаил Скупов.
Облучательная сборка ОС-5, созданная на Сибирском химическом комбинате в Северске Томской области, после одобрения Ростехнадзора будет подвергнута опытно-промышленной эксплуатации в реакторе БН-600 на Белоярской АЭС в Свердловской области.
«Работа наших ученых по развитию технологий нитридного СНУП-топлива имеет стратегическое значение для атомной энергетики будущего. Изначально оно создавалось для реакторов со свинцовым теплоносителем – БРЕСТ-ОД-300 и последующего за ним БР-1200. Но потенциально оно может использоваться и в быстрых натриевых реакторах БН-1200М, где также предусмотрен вариант с нитридной активной зоной», – отметил старший вице-президент по научно-технической деятельности АО «ТВЭЛ» Александр Угрюмов.
СНУП-топливо – смесь урана и плутония в форме мононитрида вместо диоксида урана, используется в перспективных реакторах на быстрых нейтронах. В таких реакторах теплоносителем является жидкий металл (натрий или свинец).
Реакторы на быстрых нейтронах эффективно используют вторичные продукты топливного цикла, включая плутоний, и обладают высоким коэффициентом воспроизводства. Они производят больше топлива, чем потребляют, и утилизируют высокоактивные трансурановые элементы с выработкой энергии. В отличие от них, реакторы на тепловых нейтронах используют лишь около 1% урана, а оставшиеся 99% хранятся или утилизируются как отходы.
Энергосистемы IV поколения – это ядерные системы с высокой эффективностью использования топлива, улучшенной безопасностью и сокращением отходов. Россия лидирует в их разработке. Такие системы изменят атомную энергетику, расширив топливную базу и повысив безопасность.
Источник: ТАСС
распечатать статью
