Ученые и инженеры Росатома достигли важных результатов в создании новейшего ядерного топлива. Успешно завершился второй цикл реакторных испытаний твэлов с МОКС-топливом для реакторов ВВЭР. В опытно-промышленную эксплуатацию был введен модуль по фабрикации/рефабрикации ядерного топлива для реактора БРЕСТ-ОД-300. Топливо для высокотемпературного газоохлаждаемого реактора (ВТГР) прошло первый этап испытаний. Рассказываем подробности.
Модуль фабрикации/рефабрикации (МФР) был запущен в самом конце декабря 2024 года. Это первый из трех объектов, которые строятся на площадке Сибирского химического комбината (СХК) в опытно-демонстрационном комплексе (ОДЭК) IV поколения в рамках проекта «Прорыв».
В МФР запущены четыре технологические линии: карботермического синтеза смешанных нитридов урана и плутония, изготовления топливных таблеток, производства твэлов и сборки ТВС. Все производство полностью автоматизировано.
В МФР отрабатывается технология фабрикации сборок с топливной композицией из нитрида обедненного урана. Изготовлены первые макетные ТВС. Когда регулятор, «Ростехнадзор», одобрит обращение с плутонием, начнется изготовление смешанного нитридного уранплутониевого (СНУП) топлива. Для стартовой загрузки БРЕСТ-ОД-300 необходимо изготовить более 200 ТВС со СНУП-топливом. Ранее экспериментальные твэлы с ним прошли испытания в исследовательском реакторе БОР-60 и в быстром реакторе БН-600.
ОДЭК — первый в мире опыт создания атомной энергосистемы IV поколения, включающей в себя быстрый реактор и пристанционные мощности для переработки облученного топлива и создания из него новых порций свежего топлива. Системы IV поколения предполагают резкое сокращение отходов и увеличения полноты использования природного урана за счет замыкания ядерного топливного цикла. Росатом дальше всех в мире продвинулся в развитии таких систем.
В феврале на предприятии Росатома в Глазове запустили производство круглых и шестигранных труб из нержавеющей стали для активной зоны БРЕСТ-ОД-300. Они будут использоваться для изготовления ТВС, блоков отражателей и блоков защиты. Для новой линии установлено около 30 единиц оборудования. «В ближайшие месяцы мы планируем изготовить первую партию высокотехнологичных труб», — заявил гендиректор предприятия Сергей Чинейкин.
Итоги второго цикла реакторных испытаний МОКС-топлива в исследовательском реакторе МИР.М1 показали, что ядерное топливо достигло запланированного уровня выгорания, твэлы сохранили герметичность. Всего запланировано шесть циклов испытаний в условиях нормальной эксплуатации, ее нарушения и в режиме проектных аварий.
Также проходят испытания партии твэлов с МОКС-топливом на критическом стенде БФС-1. Испытания позволят обосновать параметры активной зоны реактора перспективного реактора ВВЭР-С. Предполагается, что использование МОКС-топлива позволит улучшить топливную экономику, снизить накопленные запасы обедненного урана и гибко использовать регенерированные материалы.
Планируется, что АЭС с реактором ВВЭР-С (со спектральным регулированием) станет первой атомной станцией в мире, где легководный реактор будет полностью загружен сборками с МОКС-топливом.
В конце декабря 2024 года ученые Росатома завершили первый этап реакторных испытаний лабораторных образцов топлива ВТГР в условиях экстремально высоких температур. Сначала топливо выдержали более 400 эффективных суток при температуре 1000–1200 ℃. Затем 500 часов облучали при температуре 1600 ℃. Результаты показали, что многослойное покрытие сферического топливного сердечника топлива (TRISO) даже в условиях облучения и воздействия высоких температур отлично удерживает образующиеся газообразные продукты. В этом году пройдет второй этап программы испытаний в экстремальных условиях — при температуре до 1800 °С.
В январе в Росатоме завершили трехгодичный цикл разработки и запуска оборудования пилотной линии изготовления топлива ВТГР. Специалисты подготовили технические требования к оборудованию, разработали технологические основы и режимы ключевых опытно-промышленных операций. Пилотная установка состоит из четырех технологических участков, укомплектованных уникальным российским оборудованием. Так, например, для онлайн-контроля распределения микротвэлов в топливном компакте используется отечественный рентгеновский томограф.
Проектная производительность топливной линии составляет 250 тыс. топливных компактов в год. Это существенный задел для будущего обеспечения топливом головного энергоблока атомной энерготехнологической станции. Планируется, что она будет состоять из реакторной установки ВТГР и химико-технологической части для производства водородсодержащих продуктов.
Фото: АО «СХК», АО «НИИ НПО «ЛУЧ»
