"Росатом" начал испытания топлива для реакторов АЭС будущего

В Государственном научном центре – Физико-энергетическом институте им.

А.И. Лейпунского (АО "ГНЦ РФ – ФЭИ", предприятие научного дивизиона "Росатома") начались испытания для обоснования нейтронно-физических характеристик активной зоны перспективного реактора со спектральным регулированием ВВЭР-С. Эти исследования являются ключевыми для создания новых, более эффективных реакторов атомных электростанций, что имеет важное значение для развития отрасли атомной энергетики.

Ученые "Росатома" на уникальном исследовательском комплексе начали испытания ядерного топлива, результаты которых понадобятся для создания перспективных реакторов АЭС. Это важный шаг в развитии технологий ядерной энергетики и обеспечении безопасности атомных станций.

Согласно пресс-службе научного дивизиона атомной госкорпорации, проведение испытаний направлено на получение данных, необходимых для оптимизации работы будущих реакторов и повышения их эффективности.

Исследования на критическом стенде БФС-1, входящем в комплекс "быстрых" физических стендов (БФС), являются ключевым этапом в изучении физики ядерных реакторов и обеспечении их безопасности. Уникальная экспериментальная база позволяет создавать детальные модели реакторов, аналогичные конструктору Lego, где маленькие элементы объединяются в большие композиции.

По результатам исследований ученые "Росатома" планируют дать обоснование нейтронно-физических характеристик и безопасности эксплуатации различных реакторных установок с ядерным смешанным оксидным уран-плутониевым МОКС-топливом типа ВВЭР. Эти установки, включая будущие перспективные, являются основой атомной энергетики в России и широко используются за рубежом, в том числе на АЭС российского дизайна. Это имеет важное значение для обеспечения энергетической безопасности и развития отрасли.

Экспериментальная программа, которая в настоящее время проводится, представляет собой двухэтапный процесс. На первой, подготовительной стадии, используется традиционная методика моделирования с помощью "таблеточной" технологии, а на второй, основной стадии, применяются реальные тепловыделяющие элементы (твэлы).

Начальник комплекса БФС Александр Жуков поделился информацией о том, что перед физическим запуском был создан полностью сформированный макет критической сборки без ядерных материалов, который был представлен комиссии по ядерной безопасности. Эта комиссия провела проверку готовности всех систем критического стенда и персонала, программы контрольного физического пуска, и дала разрешение на проведение контрольного физического пуска. После получения разрешения, макеты постепенно заменялись на настоящие твэлы с энергетическим плутонием.

Этот процесс демонстрирует важность тщательной подготовки и контроля перед запуском экспериментальных процессов в области ядерной энергетики. Работа комиссии по ядерной безопасности и тщательная проверка систем играют ключевую роль в обеспечении безопасности и эффективности таких проектов.

Ядерное МОКС-топливо, создаваемое с использованием обедненного урана и плутония, представляет собой инновационное решение в области атомной энергетики. Отличие этого топлива от традиционного заключается в использовании оксида плутония и оксида обедненного урана для производства таблеток МОКС-топлива.

"Росатом" активно внедряет новые технологии, необходимые для создания конкурентоспособной двухкомпонентной энергетической системы на основе замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ). Это означает интеграцию эксплуатации традиционных реакторов ВВЭР, работающих на тепловых нейтронах, с реакторами на быстрых нейтронах.

Таким образом, переход к использованию МОКС-топлива и развитие ЗЯТЦ открывают новые перспективы для энергетики, обеспечивая более эффективное и устойчивое производство электроэнергии. Внедрение современных технологий позволит сделать ядерную энергетику более безопасной и экологически чистой.

Развитие технологий ядерной энергетики открывает новые перспективы для увеличения производства ядерного "горючего" и расширения топливной базы. Одним из ключевых преимуществ является возможность сокращения объемов радиоактивных отходов, оставшихся после переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). Это достигается за счет "выжигания" самых опасных радионуклидов в реакторах на быстрых нейтронах. Таким образом, новые технологии позволяют решить две важные проблемы современной атомной энергетики: ограниченность запасов природного урана и увеличение объемов ОЯТ. Ожидается, что эти инновации приведут к более устойчивой и безопасной работе ядерных электростанций, снижая экологические риски и обеспечивая энергетическую безопасность на долгосрочную перспективу.

В современном мире активно обсуждается возможность использования плутония, получаемого из отработавшего ядерного топлива реакторов ВВЭР, в двухкомпонентной ядерной энергосистеме. Эта система предполагает производство топлива для реакторов на быстрых нейтронах из плутония, а также использование плутония из ОЯТ "быстрых" реакторов для изготовления МОКС-топлива установок ВВЭР. Специалисты считают, что для реализации данной схемы необходимо развитие технологий реакторов ВВЭР, включая создание реактора ВВЭР-С. Этот реактор отличается способностью регулировать спектр нейтронов в активной зоне благодаря спектральному регулированию.

Инновационный подход к использованию плутония в ядерной энергетике предполагает не только эффективное использование отходов ядерной промышленности, но и повышение безопасности и экономической эффективности ядерных реакторов. Разработка реактора ВВЭР-С является ключевым шагом в этом направлении, поскольку он обладает уникальными техническими решениями, позволяющими оптимизировать работу реактора и управлять спектром нейтронов.

Таким образом, переход к двухкомпонентной ядерной энергосистеме с использованием плутония представляет собой перспективное направление развития ядерной энергетики, требующее совершенствования технологий и создания инновационных решений в области производства и использования ядерного топлива.

Пилотный энергоблок ВВЭР-С средней мощности, который планируется построить в России в составе будущей Кольской АЭС-2, открывает новые перспективы в области использования системы спектрального регулирования. Эта система обладает целым рядом преимуществ, среди которых следует выделить уменьшение потребления урана при равной мощности реактора ВВЭР-С по сравнению с современными передовыми реакторами ВВЭР. Кроме того, спектральное управление позволяет полностью загружать реактор МОКС-топливом, что открывает новые возможности для оптимизации конструкций реакторной установки и снижения стоимости энергоблока на ее основе.

Источник и фото - ria.ru