МОСКВА, 13 дек — ПРАЙМ. Специалисты российской атомной отрасли начнут в 2023 году испытывать на Белоярской АЭС ядерное топливо, предназначенное для пилотного коммерческого атомного "энергоблока будущего" с реактором на быстрых нейтронах БН-1200М, который намечено построить в России, сообщила пресс-служба топливной компании госкорпорации "Росатом" ТВЭЛ.
"На Сибирском химическом комбинате в Северске (АО "СХК", предприятие ТВЭЛ) изготовлены и успешно прошли приемку экспериментальные тепловыделяющие сборки для реактора БН-600 с тепловыделяющими элементами типоразмера БН-1200. Тепловыделяющие элементы содержат смешанное плотное нитридное уран-плутониевое топливо (СНУП-топливо), в 2023 году в соответствии с программой реакторных испытаний они будут загружены в реактор на быстрых нейтронах БН-600 на Белоярской АЭС", — говорится в сообщении.
БН-1200М – это "быстрый" реактор нового поколения, который должен стать типовым проектом для энергоблока мощностью 1200 МВт с реактором на быстрых нейтронах и жидким натрием в качестве теплоносителя. С помощью этой установки в России должна быть реализована концепция двухкомпонентной атомной энергетики с реакторами большой мощности как на тепловых, так и на быстрых нейтронах, и замкнутым ядерным топливным циклом, когда в производстве свежего топлива планируется использовать вторичные продукты – обедненный уран, плутоний и регенерированный уран, выделенный из облученного топлива. Это, в частности, позволит решить ресурсную проблему атомной энергетики, связанную с ограниченностью запасов природного урана.
Первый энергоблок БН-1200М планируется построить на площадке Белоярской АЭС в Свердловской области, где уже работают блоки-"предшественники" в линейке "быстрых" ядерных реакторов – БН-600 и БН-800.
Поскольку реакторы на быстрых нейтронах способны работать на плутонии и, таким образом, позволяют замкнуть ядерный топливный цикл, оптимальным топливом для таких установок будет уран-плутониевая смесь. В частности, реактор БН-800 в 2022 году был переведен на промышленное смешанное оксидное уран-плутониевое МОКС-топливо. Другой вид уран-плутониевого топлива для быстрых реакторов – нитридное СНУП-топливо, оно будет использоваться в первом инновационном реакторе со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300 (строится в Северске в рамках отраслевого проекта "Прорыв").
"Для активной зоны БН-1200М рассматриваются оба варианта – и оксидное, и нитридное топливо. В случае с МОКС-топливом у нас отработана вся технология производства и накапливается опыт эксплуатации БН-800 с полной загрузкой активной зоны уран-плутониевым топливом. Плотное СНУП-топливо в настоящее время представляется приоритетным вариантом", — отметил старший вице-президент по научно-технической деятельности АО "ТВЭЛ" Александр Угрюмов, слова которого приведены в сообщении.
Экспериментальные тепловыделяющие сборки со СНУП-топливом производства СХК с 2014 года проходят испытания в реакторе БН-600. В ходе исследований постепенно достигается все более высокая глубина выгорания ядерного топлива.
"Обоснование предельного выгорания топлива создает предпосылки для максимальной экономической эффективности его использования. В рамках проектного направления "Прорыв" реализуется программа поэтапного повышения выгорания СНУП-топлива до среднего значения 12%", — в свою очередь отметил заместитель генерального директора "Высокотехнологического научно-исследовательского института неорганических материалов имени академика Бочвара" (ВНИИНМ, предприятие ТВЭЛ) Михаил Скупов.
