МОСКВА, 16 декабря. /ТАСС/. Экспериментальное СНУП- и МОКС-топливо для перспективного "быстрого" реактора БН-1200 изготовлено в Росатоме, сообщает пресс-служба топливного дивизиона госкорпорации.
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 будем построен на той же площадке Белоярской АЭС. Начало строительства запланировано на 2027 год. Для БН-1200, говорится в сообщении, одновременно прорабатываются два варианта активной зоны с разными видами уран-плутониевого ядерного топлива. По аналогии с реактором-предшественником БН-800 рассматривается возможность применения оксидного МОКС-топлива. Одновременно изучается вариант с плотным нитридным СНУП-топливом, как и для реактора IV поколения Брест-ОД-300 со свинцовым теплоносителем, который строится в рамках стратегического отраслевого проекта "Прорыв". Новые топливные кассеты со СНУП- и МОКС-топливом изготовлены на Сибирском химическом комбинате (предприятие топливного дивизиона Росатома, г. Северск, Томская область) и должны пройти цикл испытаний в реакторе БН-600 на Белоярской АЭС. Загрузка в активную зону запланирована на 2025 год.
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.
МОКС- и СНУП-топливо
В отличие от традиционного для атомной энергетики обогащенного урана, сырьем 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.
Энергосистемы 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. 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.