В Росатоме разработали и изготовили экспериментальное топливо для перспективного «быстрого» реактора БН-1200. Об этом сообщила пресс-служба топливного дивизиона госкорпорации.
БН-1200 станет первым в мире серийным реактором на быстрых нейтронах. Он продолжит развитие линейки российских «быстрых» реакторов с натриевым теплоносителем БН-600 и БН-800, которые уже работают на Белоярской АЭС. Строительство БН-1200 начнётся в 2027 году на той же площадке.
Для БН-1200 разрабатываются два варианта активной зоны с разными видами уран-плутониевого ядерного топлива. Рассматривается возможность использования оксидного МОКС-топлива, как и в реакторе-предшественнике БН-800. Также 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 были изготовлены на Сибирском химическом комбинате (предприятие топливного дивизиона Росатома, г. Северск, Томская область). Они должны пройти цикл испытаний в реакторе БН-600 на Белоярской АЭС. Загрузка в активную зону запланирована на 2025 год.
Для проведения испытаний в реакторе БН-600 на Белоярской АЭС была создана облучательная сборка ОС-4 с твэлами, изготовленными из СНУП-топлива.
Особенность этой сборки заключается в том, что она должна достичь более высокого уровня выгорания ядерного топлива, который значительно превышает потребности активной зоны, разработанные для этого проекта.
Для обеспечения безопасности испытаний в действующем энергетическом реакторе в конструкцию сборки были включены специальные технические решения.
Также были созданы три уникальные экспериментальные сборки КЭТВС-МАК с тепловыделяющими элементами (твэлами) типоразмера БН-1200 на основе МОКС-топлива с аксиальной прослойкой.
Особенность этих твэлов заключается в том, что в их состав добавлен фрагмент с так называемым воспроизводящим материалом, который формирует горизонтальную прослойку в реакторе, разделяя активную зону на две части. Это позволяет снизить радиационное повреждение оболочек твэлов при сохранении требуемой глубины выгорания топлива.
Такое техническое решение было теоретически обосновано в нескольких странах, но впервые может быть реализовано на практике в российском реакторе БН-1200.
Отличия МОКС- и СНУП-топлива от обогащенного урана
В отличие от обогащённого урана, который обычно используется в атомной энергетике, для производства таблеток МОКС-топлива применяются оксид плутония, получаемый при переработке отработавшего ядерного топлива традиционных реакторов ВВЭР, и оксид обедненного урана. Последний получают путём удаления фтора из гексафторида обедненного урана, который является побочным продуктом обогатительного производства, так называемых вторичных «хвостов».
Топливная композиция, состоящая из урана и плутония в форме нитрида, а не диоксида, как в традиционных видах ядерного топлива, называется СНУП. В настоящее время это топливо не используется в промышленности, но разрабатывается для перспективных реакторов на быстрых нейтронах с натриевым или свинцовым теплоносителем.
IV поколение ядерных энергетических систем
В соответствии с классификацией, предложенной Международным агентством по атомной энергии (МАГАТЭ), четвёртое поколение ядерных энергетических систем включает в себя разнообразные технологии, которые направлены на достижение общей цели — более эффективное использование топлива, повышение уровня безопасности, снижение энергопотребления и уменьшение объёма отработанного ядерного топлива.
Россия занимает ведущие позиции в разработке технологий четвёртого поколения. На Белоярской АЭС стартовали подготовительные работы по строительству энергоблока БН-1200М. Кроме того, в Томской области впервые в мировой практике на одной площадке будут созданы атомная электростанция с реактором Брест-ОД-300 и замкнутый ядерный топливный цикл.