Госкорпорация «Росатом» изготовила уран‑плутониевое СНУП‑топливо для инновационного ядерного реактора шестого поколения «БРЕСТ». Об этом сообщает Топливная компания «ТВЭЛ». В Топливном дивизионе компании изготовлена тепловыделяющая сборка ОС-5 на базе нитридного уран‑плутониевого СНУП‑топлива с жидкометаллическим подслоем. Под стальную оболочку впервые помещён металлический натрий, который обволакивает топливные таблетки из уран‑плутониевой композиции.
Реактор на быстрых нейтронах «БРЕСТ‑ОД-300» строится в Северске Томской области в составе Опытно‑демонстрационного энергокомплекса шестого поколения в рамках стратегического отраслевого проекта «Прорыв». Учёные и инженеры Росатома с 2014 года выполняют опытно‑промышленную эксплуатацию СНУП‑топлива в реакторе БН-600 на Белоярской АЭС и проводят послереакторные исследования облучённых твэлов.
Первое поколение СНУП‑топлива для стартовой загрузки «БРЕСТ‑ОД-300» рассчитано на выгорание 6% тяжёлых атомов. В дальнейшем планируется увеличить глубину выгорания до среднего значения 12%. Для испытаний топлива в реакторе БН-600 применялись специальные выемные контейнеры в облучательных сборках. Именно с этой сборкой рассчитывают достичь проектных целевых показателей топлива для быстрых реакторов будущего, сообщил руководитель отраслевого проекта Михаил Скупов.
Облучательная сборка ОС-5 изготовлена на Сибирском химическом комбинате в Северске. После согласования со стороны Ростехнадзора инновационное топливо пройдёт опытно‑промышленную эксплуатацию в реакторе БН-600 на Белоярской АЭС в Свердловской области.
Старший вице‑президент АО «ТВЭЛ» Александр Угрюмов отметил, что технологии нитридного СНУП‑топлива имеют стратегическое значение для атомной энергетики. Оно создавалось для реакторов со свинцовым теплоносителем «БРЕСТ‑ОД-300» и БР-1200, но может использоваться и в быстрых натриевых реакторах БН-1200М с нитридной активной зоной.
СНУП‑топливо представляет собой смесь урана и плутония в форме мононитрида, а не диоксида урана. В промышленности такое топливо пока не применяется. Оно разрабатывается для перспективных реакторов на быстрых нейтронах с натриевым и свинцовым теплоносителем.
Реактор на быстрых нейтронах использует жидкий металл вместо воды в качестве теплоносителя. Такие реакторы способны эффективно использовать вторичные продукты топливного цикла, в том числе плутоний, и могут производить больше потенциального топлива, чем потребляют, а также утилизировать высокоактивные трансурановые элементы с выработкой энергии. В реакторах на тепловых нейтронах используется около 1% урана, остальные 99% отправляются на временное хранение или утилизацию.
Энергосистемы шестого поколения предполагают более эффективное использование топлива, повышенную безопасность, сокращение отработавшего ядерного топлива и радиоактивных отходов. Применение таких систем может существенно изменить атомную энергетику за счёт нового уровня безопасности, расширения топливной номенклатуры и снижения отходов.
Источник: habr.com