"Прорыв" продолжает успешно разрабатывать СНУП-топливо

Я довольно регулярно пишу про проект "Прорыв", в рамках которого ученые и разраотчики Росатома пробуют создать прототип АЭС с замкнутым ядерным топливным циклом - прежде всего это свинцовый "БРЕСТ", хотя как второй вариант возможен и БН. Одним из ключевых и самых продвинутых на сегодня элементов проекта является разработка смешанного уран-плутониевого нитридного топлива (СНУП). Это аналог МОКС-топлива, только вместо оксида урана используется нитрид. У него есть определенные плюсы, но почти полностью отсутвует опыт применения в реакторах - т.е. мы вполне можем и не знать о наличии существенных минусов у нитридов, например по неспособности держать достаточно высокие выгорания. Из плусов стоит отметить больше концентрация атомов урана/плутония, чем в оксиде (т.к. там мононитрид), поэтому меньше паразитные потери нейтронов, жесче спектр - выше использование урана/плутония и больше коэффициент воспроизводства плутония. Бонусом еще то, что нитрид не плавает в свинце, в отличии от оксидов - важно для тяжелых аварий. Минусом же является, кроме неотработанности, пирофорность (самовоспламеняется на воздухе и в воде), плохая технологичность в производстве топлива и его переработке и большее распухания топлива под воздействием радиации.


Конструкция твэлов БРЕСТ, требования и внешний вид таблеток СНУП.

В рамках "Прорыва" есть большая программа (КПРЭО) по "прожигу" твэлов разной конструкции, с оболочками из разной стали, с таблетками СНУП, изготовленными с разными технологическими параметрами. Она идет уже не первый год и протянется еще до 2022 года миниму, но после нее можно будет получить обоснованное понимание того, насколько СНУП топливо надежно для работы в реакторах. В рамках КПРЭО исследуются как разбираемые сборки с отдельными СНУП твэлами (КЭТВС), так и полноценные ТВС со всеми твэлами (ЭТВС). Обычный процесс исследования заключается в изготовлении ТВС с нужными параметрами, установке в реактор, а потом - при нужном выгорании (от 4 до 8% атомов тяжелых металлов), после выдержки - послереакторных исследований. Подробнее такие исследования я описывал тут.


Топливные таблетки СНУП получают путем обжига смеси оксидов урана и плутония с сажей в атмосфере азота при температуре 1600 С. Затем получившуюся керамику размалывают, прессуют в таблетки и еще раз обжигают для гомогенности.

Так вот, собственно новость (она ниже) заключается в том, что послереакторному исследованию была подвергнута уже вторая в рамках КПРЭО сборка, и снова топливо показало себя хорошо. Ну а самое потрясающее на мой взгляд то, что график, составленный в 2013 году до сих пор выполняется как часы - при том, что в России есть традиция править график вправо и сразу говорить, что все идет по графику, пока не поздно.




График КПРЭО СНУП топлива на реакторе БН-600. Надо заметить, что страны, у которых быстрых реакторов нет, фактически не способны провести сегодня такую программу НИОКР.

Кстати, практически такие же обширные испытания сборок идут и на БОР-60, т.е. в целом программа разработки топлива очень масштабна.

Собственно новость:
==

СНУП-топливо производства ТВЭЛ успешно прошло реакторные испытания на Белоярской АЭС

13.12.2016, 15:39

Экспериментальные тепловыделяющие сборки (ЭТВС), изготовленные на Сибирском химическом комбинате (входит в Топливную компанию Росатома «ТВЭЛ») в рамках реализации проекта «Прорыв», доказали свою эффективность в ходе реакторных испытаний и по итогам послереакторных исследований.
Всего в АО «СХК» разработаны, изготовлены и установлены в реактор БН-600 третьего энергоблока Белоярской АЭС на реакторные испытания 15 ЭТВС со смешанным нитридным уран-плутониевым топливом (СНУП). Они отличаются между собой типоразмерами твэлов и конструкционными материалами.
В ходе реакторных испытаний экспериментальные тепловыделяющие сборки с новым видом топлива прошли облучение в активной зоне реактора на быстрых нейтронах промышленного уровня мощности Белоярской АЭС.
Послереакторные исследования двух комбинированных экспериментальных ТВС (КЭТВС-1 и КЭТВС-6) со смешанным нитридным и оксидным уран-плутониевым топливом показали, что дефектов конструктивных элементов не выявлено и сборки сохранили целостность.
Полученные результаты дают основание для продолжения работ по обоснованию использования топлива при создании реакторной установки «БРЕСТ-ОД-300» и пристанционных модулей по производству плотного топлива опытно-демонстрационного энергокомплекса, строящегося на промышленной площадке АО «СХК» в ЗАТО Северск. С этой целью в АО «СХК» планируется изготовление дополнительных ЭТВС со СНУП- топливом для реактора БН-600.
Напомним, что Белоярская АЭС, располагая уникальным реактором, привлечена к испытаниям нового топлива по проекту «Прорыв». Физические характеристики реактора      БН-600 позволяют использовать его в исследовательских целях. В 2004 году в реакторе         БН-600 был наработан изотоп аргона-37, необходимый для калибровки галлиевых детекторов солнечных нейтрино Баксанской астрофизической обсерватории. Рассматривается возможность наработки изотопа кобальта-60 высокой удельной активности для нужд ядерной медицины – лечения раковых заболеваний и стереотаксической хирургии.

==


Резюмирующий слайд по КПРЭО

На данный момент из реактора извлечены:

1) КЭТВС-1
2) КЭТВС-6
3) КЭТВС-2
4) КЭТВС-7
5) ЭТВС-4
6) КЭТВС-3,

И две уже разделаны. Причем, не давно руководитель "Прорыва" Е.О. Адамов упомянул об идее собрать в БН-800 небольшой кусочек активной зоны из СНУП-ТВС для совсем уже полномасштабной проверки расчетов и идей.

Взято: tnenergy.livejournal.com

уникальные шаблоны и модули для dle