В ЗАТО Северск Томской области на Сибирском химическом комбинате (АО «СХК», предприятие Топливного дивизиона Госкорпорации «Росатом») введена в эксплуатацию аналитическая лаборатория на модуля фабрикации-рефабрикации уран-плутониевого СНУП-топлива для инновационного реактора на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300. Модуль фабрикации/рефабрикации (МФР) - первый из трех объектов уникального в мировой атомной отрасли Опытно-демонстрационного энергокомплекса IV поколения, который строится на территории АО «СХК» в рамках стратегического отраслевого проекта «Прорыв».
В лаборатории установлено порядка 90 единиц высокотехнологичного оборудования. Оно будет задействовано на всех этапах производства нитридного СНУП-топлива, чтобы подтвердить соответствие продукции технологическим критериям и требованиям безопасности. Оборудование лаборатории включает три твердофазных масс-спектрометра для измерения основных параметров топлива (изотопный состав, массовые доли урана и плутония) и оптико-эмиссионные спектрометры с индуктивно-связанной плазмой в боксовом исполнении, которые позволят определять одновременно в одной пробе порядка 17 металлических примесей с точностью до миллионных долей процента.
«Лаборатория на МФР уникальна тем, что впервые объектом анализа становится смешанное нитридное уран-плутониевое топливо, которое ранее нигде в мире не изготавливалось в промышленном масштабе. Уникальным является и участок хромотографического разделения для масс-спектрометрии, на котором в непрерывном режиме осуществляется пробоподготовка и измерения. Фактически по ряду характеристик лаборатория в Северске на сегодня лидирует по сложности решаемых задач среди всех заводских лабораторий на предприятиях отрасли по фабрикации ядерного топлива», - отметил руководитель объединенного отраслевого проекта «Разработка твэл и ТВС со СНУП-топливом» Михаил Скупов.
Для справки:
Опытно-демонстрационный комплекс (ОДЭК) - это кластер ядерных технологий IV поколения, который включает три взаимосвязанных объекта, не имеющих аналогов в мире: модуль по производству (фабрикации/рефабрикации) ядерного топлива, энергоблок с инновационным реактором на быстрых нейтронах IV поколения БРЕСТ-ОД-300, а также модуль по переработке облученного топлива. Таким образом, впервые в мировой практике на одной площадке будут построены АЭС с «быстрым» реактором и пристанционный замкнутый ядерный топливный цикл.
Проект «Прорыв» Госкорпорации «Росатом» нацелен на достижение нового качества ядерной энергетики, разработку, создание и промышленную реализацию замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ) на базе реакторов на быстрых нейтронах. Проект реализуется под управлением АО «Прорыв» ведущими российскими учеными и инженерами при участии целого ряда отраслевых институтов. Научный руководитель проекта «Прорыв» – Е.О. Адамов.
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.
Ядерные энергетические системы IV поколения способны кардинально изменить атомную энергетику, прежде всего за счет нового уровня безопасности, расширения топливной номенклатуры и существенного сокращения радиоактивных отходов. 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.
Реакторы на быстрых нейтронах:
В реакторах на тепловых нейтронах, составляющих основу современной атомной энергетики, используется около 1% урана, оставшиеся 99% направляются на временное хранение или утилизируются как радиоактивные отходы. Преимущество реакторов на быстрых нейтронах – способность эффективно использовать для производства энергии вторичные продукты топливного цикла (в частности, плутоний). При этом обладая высоким коэффициентом воспроизводства, «быстрые» реакторы могут производить больше потенциального топлива, чем потребляют, а также «дожигать» (то есть утилизировать с выработкой энергии) высокоактивные трансурановые элементы (актиниды).
СНУП-топливо:
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. Высокая плотность обеспечивает высокие топливоемкость и коэффициент воспроизводства топлива, позволяет делать реакторы более компактными. Высокая теплопроводность обеспечивает надежность и температурную стойкость топлива. В процессе эксплуатации реактора изотопный состав топлива выравнивается, что упрощает рефабрикацию топлива.
Экспериментальные тепловыделяющие сборки со СНУП-топливом производства АО «СХК» с 2014 года проходят испытания в реакторе БН-600. В ходе исследований постепенно достигается все более высокая глубина выгорания ядерного топлива.
