Специалисты «Росатома» разработали ядерное топливо, применение которого, как предполагается, позволит улучшить эффективность работы реакторов на быстрых нейтронах, необходимых для дальнейшего прогресса атомной энергетики, сообщает 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.
Исследования и расчеты, проведенные учеными «Росатома», продемонстрировали, что применение жидкометаллического подслоя сможет улучшить свойства тепловыделяющих элементов (твэлов) с нитридным топливом для ядерных реакторов IV поколения на быстрых нейтронах.
«Предполагается, что температура такого топлива будет ниже при сохранении параметров теплоносителя, а уран-плутониевая таблетка — будет меньше распухать и давить на оболочку твэла, что может привести к разгерметизации. Это повысит как экономическую эффективность, так и эксплуатационную надежность топлива», — отмечается в сообщении.
В реакторах на быстрых нейтронах теплоносителем является не вода, а жидкий металл (обычно натрий), который слабо поглощает нейтроны. Преимущество таких реакторов заключается в их способности эффективно использовать для генерации энергии вторичные продукты ядерного топливного цикла (в частности, плутоний). Обладая высоким коэффициентом воспроизводства, «быстрые» реакторы могут производить больше потенциального ядерного «горючего», чем они потребляют, а также «дожигать» высокоактивные трансурановые элементы (актиниды), остающиеся после переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). В отличие от них, в реакторах на тепловых нейтронах, составляющих основу современной атомной энергетики, используется лишь около 1% урана, а оставшиеся 99% направляются на временное хранение или утилизируются как радиоактивные отходы.
СНУП-топливо — это смешанное нитридное уран-плутониевое топливо, в котором делящийся материал (смесь урана и плутония) представлен в форме соединения азота, мононитрида, вместо стандартного диоксида урана. Это топливо разрабатывается для перспективных реакторов на быстрых нейтронах с натриевым и свинцовым теплоносителем. Свойства СНУП-топлива позволяют создавать более компактные реакторы и упрощают производство свежего ядерного топлива с использованием делящихся материалов, полученных после переработки ОЯТ.
Создание сборки ОС-5 является частью масштабной программы по повышению эффективности смешанного нитридного уран-плутониевого СНУП-топлива для инновационного реактора на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300, который строится в Северске Томской области в рамках стратегического отраслевого проекта «Прорыв» в составе опытно-демонстрационного энергокомплекса (ОДЭК), относящегося к IV поколению технологий мировой атомной энергетики.
С 2014 года ученые и инженеры «Росатома» занимаются опытно-промышленной эксплуатацией СНУП-топлива в реакторе БН-600 энергоблока № 3 Белоярской АЭС и проводят послереакторные исследования облученных твэлов. Таким образом, экспериментально подтверждается и 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 сотрудничестве с коллегами из топливного, научного и машиностроительного дивизионов атомной госкорпорации. После получения 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 преимущества замыкания 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», — подчеркнул старший вице-президент по научно-технической деятельности управляющей компании топливного дивизиона «Росатома» АО «ТВЭЛ» Александр Угрюмов.
Фото: hi-tech.mail.ru