Los científicos e ingenieros de la Corporación Estatal Rosatom han logrado importantes avances en la creación de un nuevo tipo de combustible nuclear. Se ha completado con éxito el segundo ciclo de pruebas de reactor de los elementos combustibles con combustible MOX para los reactores VVER. Además, se puso en funcionamiento piloto un módulo de fabricación/refabricación de combustible nuclear destinado al reactor BREST-OD-300. El combustible para el reactor de alta temperatura refrigerado por gas (HTGR) superó la primera fase de pruebas. A continuación, compartimos los detalles.
El Módulo de Fabricación/Refabricación (MFR) fue puesto en marcha a finales de diciembre de 2024. Es la primera de las 3 instalaciones que se están construyendo en el sitio del Combinado Químico de Siberia (CQS) dentro del Complejo Experimental y de Demostración de IV Generación, en el marco del Proyecto «Breakthrough».
En el MFR se han lanzado cuatro líneas tecnológicas: la síntesis carbotérmica de nitruros mixtos de uranio y plutonio, la fabricación de pastillas de combustible, la producción de elementos combustibles (TVEL) y el ensamblaje de conjuntos combustibles (TVC). Todo el proceso de producción está completamente automatizado.
En el MFR se está perfeccionando la tecnología para fabricar conjuntos combustibles con una composición basada en nitruro de uranio empobrecido. Ya se han producido los primeros modelos de TVC. Cuando el organismo regulador, Rostekhnadzor, apruebe la manipulación de plutonio, comenzará la producción de combustible de nitruro mixto de uranio y plutonio (SNUP). Para la carga inicial del BREST-OD-300, será necesario fabricar más de 200 TVC con combustible SNUP. Anteriormente, los elementos combustibles experimentales con este tipo de combustible se probaron en el reactor de investigación BOR-60 y en el reactor rápido BN-600.
El ODEK es la primera experiencia mundial en la creación de un sistema de energía nuclear de IV Generación, que incluye un reactor rápido e instalaciones in situ para reprocesar el combustible irradiado y la producción de nuevas cargas de combustible fresco a partir de él. Los sistemas de IV Generación prevén una fuerte reducción de los residuos y maximizar el uso del uranio natural al cerrar el ciclo del combustible nuclear. La Corporación Estatal Rosatom ha avanzado más que cualquier otra empresa en el mundo en el desarrollo de estos sistemas.
En febrero, la planta de Glazov de la Corporación Estatal Rosatom puso en marcha la producción de tubos de acero inoxidable redondos y hexagonales para el núcleo del BREST-OD-300. Estos serán utilizados en la fabricación de conjuntos combustibles (TVC), bloques reflectores y bloques de protección. Para la nueva línea de producción se han instalado alrededor de 30 unidades de equipamiento. “En los próximos meses planeamos fabricar el primer lote de tubos de alta tecnología”, declaró el Director General de la planta, Sergey Chineikin.Principio del formulario
Los resultados del segundo ciclo de pruebas de reactor del combustible MOX en el reactor de investigación MIR.M1 han demostrado que el combustible nuclear alcanzó el nivel de quemado previsto y que los elementos combustibles (TVEL) mantuvieron su hermeticidad. En total, están programados seis ciclos de pruebas en condiciones de operación normal, en escenarios de fallos y en modo de accidentes de diseño.
También se están llevando a cabo pruebas de un lote de TVEL con combustible MOX en el banco de pruebas crítico BFS-1. Estas pruebas permitirán justificar los parámetros del núcleo del reactor del avanzado VVER-S. Se espera que el uso de combustible MOX mejore la eficiencia económica del combustible, reduzca las reservas acumuladas de uranio empobrecido y permita un uso más flexible de los materiales regenerados.
Se prevé que la central nuclear con el reactor VVER-S, con regulación espectral, se convierta en la primera planta del mundo donde un reactor de agua ligera se cargue completamente con conjuntos de combustible MOX.
A finales de diciembre de 2024, los científicos de la Corporación Estatal Rosatom completaron la primera etapa de las pruebas de reactor de muestras de laboratorio de combustible para el reactor de alta temperatura refrigerado por gas (HTGR) a temperaturas extremadamente altas. Inicialmente, el combustible fue sometido a más de 400 días efectivos de exposición a temperaturas de 1000 – 1200 °C. Luego, se llevó a cabo una irradiación durante 500 horas a una temperatura de 1600 °C.
Los resultados demostraron que el revestimiento multicapa del núcleo esférico del combustible (TRISO) retenía perfectamente los productos gaseosos generados, incluso bajo irradiación y temperaturas extremas. Este año se llevará a cabo la segunda fase del programa de pruebas en condiciones aún más exigentes, alcanzando temperaturas de hasta 1800 °C.
En enero, la Corporación Estatal Rosatom completó un ciclo de tres años de desarrollo y puesta en marcha del equipo para la línea piloto de fabricación de combustible para el reactor de alta temperatura refrigerado por gas (HTGR). Los especialistas prepararon los requisitos técnicos para el equipo, desarrollaron las bases tecnológicas y establecieron los regímenes de las principales operaciones experimentales e industriales.
La instalación piloto consta de cuatro secciones tecnológicas equipadas con maquinaria única de fabricación rusa. Por ejemplo, para el control en línea de la distribución de microelementos combustibles dentro del compacto de combustible se utiliza un tomógrafo de rayos X de producción nacional.
La capacidad de diseño de la línea de combustible es de 250 mil compactos de combustible al año. Se trata de una reserva sólida para el futuro abastecimiento del reactor principal de la estación de energía nuclear y tecnológica. Se prevé que la planta esté compuesta por un reactor HTGR y una unidad químico-tecnológica para la producción de productos que contengan hidrógeno.
