Изготовлено экспериментальное СНУП- и МОКС-топливо для перспективного реактора БН-1200

В «Росатоме» успешно продолжается научно-исследовательская работа по обоснованию инновационного ядерного топлива для перспективных реакторов на быстрых нейтронах IV поколения. Для реактора БН-1200 одновременно прорабатываются два варианта активной зоны с разными видами уран-плутониевого ядерного топлива: на оксидном МОКС-топливе по аналогии с реактором-предшественником БН-800, а также на плотном нитридном СНУП-топливе, как и для реактора IV поколения БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем, который строится в рамках стратегического отраслевого проекта «Прорыв».

Учеными Топливного дивизиона достигнуты новые важные вехи в обосновании обеих активных зон. Для испытаний в «быстром» реакторе БН-600 на Белоярской АЭС изготовлена облучательная сборка ОС-4 с твэлами на базе СНУП-топлива. Особенность этой экспериментальной сборки – намеченное достижение повышенного уровня выгорания ядерного топлива, который со значительным запасом перекроет потребности разработанного проекта активной зоны. При этом в конструкции сборки применены специальные технические решения, обеспечивающие безопасность испытаний в действующем энергетическом реакторе.

Кроме того, изготовлены три уникальные экспериментальные сборки КЭТВС-МАК с тепловыделяющими элементами (твэлами) типоразмера БН-1200 на базе МОКС-топлива с аксиальной прослойкой. Особенность конструкции этих твэлов, в отличие от традиционного МОКС-топлива, – введение в состав топливного столба фрагмента с так называемым воспроизводящим материалом. В совокупности эти фрагменты формируют в реакторе горизонтальную прослойку, аксиально разделяющую активную зону на две части. Это позволит существенно снизить радиационное повреждение оболочек твэлов при сохранении требуемой глубины выгорания топлива. Такое техническое решение теоретически обосновано в нескольких странах, но впервые может быть применено на практике в российском реакторе БН-1200.

Новые топливные кассеты со СНУП- и МОКС-топливом, изготовленные на Сибирском химическом комбинате (АО «СХК», предприятие Топливного дивизиона «Росатома» в Северске Томской области), должны пройти цикл испытаний в реакторе БН-600 на Белоярской АЭС. Загрузка в активную зону запланирована на 2025 год.

Реакторные и послереакторные испытания данных сборок в БН-600 позволят ученым испытать ядерное топливо до максимальных проектных параметров, изучить процессы, протекающие в твэле и впоследствии провести лицензирование топлива.

БН-1200 должен стать первым в мире серийным реактором на быстрых нейтронах. Он эволюционно продолжает линейку российских «быстрых» реакторов с натриевым теплоносителем БН-600 и БН-800 на Белоярской АЭС и будем построен на той же площадке Белоярской АЭС (начало строительства запланировано на 2027 год).

«Реактор БН-1200 спроектирован для использования любого из двух возможных видов топлива – СНУП и МОКС. По традиционному МОКС-топливу уже накоплен значительный опыт его производства и эксплуатации, а высокоплотное СНУП-топливо привлекательно дополнительными нейтронно-физическими преимуществами, которые могут быть востребованы в перспективе. Сейчас ведутся интенсивные работы по обоснованию выбора проекта активной зоны на базе комплексной оценки по множеству различных параметров», – отметил старший вице-президент по научно-технической деятельности АО «ТВЭЛ» Александр Угрюмов.

В случае выбора в пользу СНУП-топлива для обоснования топлива также будут использованы результаты многолетних испытаний, проводимых с целью обоснования СНУП топлива для реактора БН-1200М (более десяти полномасштабных тепловыделяющих сборок, испытанных в реакторе БН-600 с 2014 года.

Фото: Электроэнергетический дивизион «Росатома».