В Росатоме начались испытания для обоснования нейтронно-физических характеристик активной зоны перспективного реактора ВВЭР-С

Их завершение приблизит замыкание ядерного топливного цикла. Физико-энергетический институт им. А.И. Лейпунского Москва, 18 мар - ИА Neftegaz.RU. В Государственном научном центре Физико-энергетическом институте им. А.И. Лейпунского (ГНЦ РФ - ФЭИ, предприятие Научного дивизиона Росатома) начались испытания для обоснования нейтронно-физических характеристик активной зоны перспективного реактора со спектральным регулированием ВВЭР-С.
Об этом сообщила пресс-служба Росатома.

Разработанная 2-стадийная экспериментальная программа на стенде БФС-1 включает в себя этапы для исследования нейтронно-физических характеристик реактора ВВЭР-С с МОКС-топливом:

• подготовительный (на основе традиционной таблеточной технологии моделирования);
• основной (со вставкой с фрагментом типовой решетки реактора ВВЭР-С).

Программа позволит в существенной степени сократить дефицит экспериментальных данных.
При этом результаты подготовительного этапа служат дополнительным обоснованием программы экспериментов основного этапа.

По итогам исследований ученые Росатома намерены обосновать нейтронно-физические характеристики и безопасность эксплуатации в различных режимах реакторных установок с МОКС-топливом типа ВВЭР (включая будущие перспективные установки).

Тезисы начальника комплекса БФС А. Жукова:

• в преддверии физического пуска был полностью сформирован макет критической сборки без ядерных материалов внутри;
• затем макет был представлен комиссии по ядерной безопасности, которая провела проверку готовности всех систем критического стенда и персонала, программы контрольного физического пуска, и разрешила проведение контрольного физического пуска;
• после получения разрешения макеты порционно заменялись на настоящие твэлы с энергетическим плутонием.

Заказчиком НИОКР по топливу для ВВЭР-С является ТВЭЛ (управляющая компания Топливного дивизиона госкорпорации).
Работы по ВВЭР-С являются началом работ с линейкой тепловых водо-водяных реакторов с МОКС-топливом.


Напомним, что масштабные экспериментальные исследования нейтронно-физических параметров активной зоны реакторной установки ВВЭР-С были начаты специалистами ГНЦ РФ ФЭИ в 2023 г.
Завершено уже несколько этапов:

• первым из них в 2023-2024 гг. стала критическая сборка, собранная в классическом для комплекса БФС трубно-блочковом варианте;
• на 2^м этапе (с 2025 г., после внесения изменений в условия действия лицензии на эксплуатацию БФС-1) выполнена установка центральной вставки (бака), заполненного водой и установленными во вставке твэлами ВВЭР-С с МОКС-топливом.

Сбалансированный ядерный топливный цикл (СбЯТЦ)

Проект госкорпорации Росатом, основанный на инновационных решениях в области замыкания ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ), позволяющих эффективно переработать облученное ядерное топливо (ЯТ), и обеспечить рациональное обращение с продуктами переработки, как полезными (уран, плутоний), так и направляемыми на захоронение (продукты деления).

СбЯТЦ призван решить задачу принципиального снижения объема и активности радиоактивных отходов , направляемых на захоронение.

Сбалансированный ЯТЦ позволит:

• повысить безопасность обращения с отходами ядерной энергетики (ОЯТ);
• снизить экологические риски;
• решить проблему будущих поколений и обеспечить устойчивую модель потребления и производства;
• минимизировать объемы и степени опасности подлежащих захоронению отходов;
• повторно вовлечь ценное сырье в ЯТЦ (рециклировать ядерные материалы).

МОКС-топливо (от англ. Mixed-Oxide fuel)

• изготавливается с использованием обедненного урана и плутония;
• в отличие от традиционного для атомной энергетики обогащенного урана, сырьем для производства таблеток МОКС-топлива выступают оксид плутония, наработанного в энергетических реакторах, и оксид обедненного урана.

ВВЭР-С

• перспективный водо-водяной реактор для энергоблоков электрической мощностью 600 МВт;
• принципиальное отличие ВВЭР-С заключается в спектральном регулировании изменения запаса реактивности активной зоны в процессе выгорания топлива за счет изменения водно-топливного соотношения и полном отказе от жидкостного борного регулирования;
• при спектральном регулировании реакции деления излишняя часть нейтронов будет поглощаться ядрами U238 и приводить к образованию Pu239, что в свою очередь позволит:
• продлить топливную кампанию,
• повысить коэффициент использования установленной мощности (КИУМ),
• улучшить экономические характеристики РУ.

Реактор ВВЭР-С это результат последовательного развития направления линейки реакторов ВВЭР.

Первые реакторные установки такого типа планируется построить на Кольской АЭС-2 в Мурманской области.
Их использование позволит сделать еще один шаг на пути создания 2-компонентной атомной энергетики (на базе реакторов ВВЭР и БН).

Комплекс быстрых физических стендов БФС

Комплекс быстрых физических стендов БФС, включающий 2 критических стенда БФС-1 и БФС-2, представляет собой уникальную экспериментальную базу для исследования физики, прежде всего:

• быстрых реакторов,
• решения проблемы безопасности, оптимизации активных зон,
• обоснования параметров замкнутого топливного цикла.

Критические стенды имеют один и тот же шаг решетки активной зоны, используют одни и те же материалы для моделирования активных зон, но различаются размерами.

Внесенные изменения в проектно-конструкторскую и эксплуатационную документацию делают критический стенд БФС-1 единственной в России стендовой базой для проведения нейтронно-физических исследований активных зон реакторов ВВЭР с твэлами с МОКС-топливом, находящимися непосредственно в водной среде с требуемым шагом решетки.