В России дан старт испытаниям оборудования по производству инновационного ядерного топлива
0
97
В мероприятии приняли участие генеральный директор Госкорпорации «Росатом» Алексей Лихачев, генеральный директор МАГАТЭ Рафаэль Гросси, генеральный директор Всемирной ядерной ассоциации Сама Бильбао-и-Леон. Участниками телемоста со стороны Северска стали научный руководитель проектного направления «Прорыв» Госкорпорации «Росатом» Евгений Адамов, а также Сергей Котов - генеральный директор Сибирского химического комбината (АО «СХК», предприятие Топливного дивизиона Росатома), на площадке которого реализуется строительство уникального Опытно-демонстрационного энергетического комплекса (ОДЭК) в рамках стратегического проекта «Прорыв».
ОДЭК - это кластер ядерных технологий будущего, который включает три взаимосвязанных объекта, не имеющих аналогов в мире: модуль по производству (фабрикации/рефабрикации) уран-плутониевого ядерного топлива, энергоблок с инновационным реактором на быстрых нейтронах IV поколения БРЕСТ-ОД-300, а также модуль по переработке облученного топлива. Таким образом, впервые в мировой практике на одной площадке будут построены АЭС с «быстрым» реактором и пристанционный замкнутый ядерный топливный цикл.
Модуль фабрикации/рефабрикации топлива – первый из объектов ОДЭК, который будет введен в эксплуатацию, все необходимые работы планируется завершить до конца 2024 года. Первым из технологических переделов уникального производства стала линия карботермического синтеза, которая будет использоваться в процессе производства топливных таблеток: от участка дозирования, смешения и грануляции порошка до спекания таблеток в печи карботермического синтеза.
«Стратегическая линия Росатома – это переход к двухкомпонентной атомной энергетике с широким внедрением технологий «быстрых» реакторов и замкнутого ядерного топливного цикла. Однако достижение стратегических целей означает колоссальную работу «на земле» для решения сотен научно-технологических и производственных задач. Помимо передовых технологий реакторов IV поколения, проект «Прорыв» вытягивает колоссальный пласт технологий будущего в производстве и переработке ядерного топлива, а это сложнейшее наукоемкое химическое машиностроение. Будущий запуск модуля по производству СНУП-топлива – это первая веха проекта «Прорыв», к которой мы уверенно движемся. На этом объекте уникально всё – и сами технологии, и каждая единица оборудования, и его компоновка, каждый производственный участок – это решение технологической задачи, за которую еще никто в мире не брался», - прокомментировал генеральный директор Госкорпорации «Росатом» Алексей Лихачев.
«На международном уровне общепризнана роль атомной генерации как мощного и источника «зеленой» энергии, без которого невозможно качественное обеспечение растущих потребностей человечества в энергоснабжении. Несмотря на безопасность существующих технологий ядерной энергетики, необходимо и далее системно повышать безопасность технологий атомной отрасли на всем жизненном цикле, применять не промежуточные, а окончательные решения по обращению с отработавшим топливом, полностью использовать энергетический потенциал уранового сырья, укреплять режим нераспространения. Это можно сделать только в рамках энергетических систем четвертого поколения на базе реакторов на быстрых нейтронах. Быстрые реакторы нуждаются в новом плотном оптимальном топливе. Мы не просто выбрали в качестве такого топлива нитрид смеси урана и плутония, но и обосновали его работоспособность до уровня, который привычен нам сегодня на АЭС, где мы используем диоксид урана», - заявил научный руководитель проектного направления «Прорыв» Госкорпорации «Росатом» Евгений Адамов.
Реактор IV поколения на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300 станет первой в мире реакторной установкой со свинцовым теплоносителем, в его архитектуре заложены принципы так называемой естественной безопасности. Эффективность реактора будет также обеспечена за счет использования инновационного смешанного плотного нитридного уран-плутониевого ядерного топлива (т.н. СНУП-топливо). Оно полностью состоит из «вторичных» продуктов ядерного топливного цикла – обедненного урана и плутония. Таким образом, его производство и внедрение позволит многократно расширить ресурсную базу атомной энергетики, перерабатывать облученные ТВС для производства свежего топлива вместо хранения, а также радикально сократить образование ядерных отходов и их активность.
В отличие от классического ядерного топлива на базе обогащенного диоксида урана, СНУП-топливо нельзя производить с помощью стандартной технологии и оборудования. Помимо нестандартных материалов топливной композиции, ключевым фактором также является использование радиоактивного плутония, извлеченного из отработавшего ядерного топлива. Чтобы не допустить высокой дозовой нагрузки на персонал, производство уран-плутониевого топлива должно быть максимально автоматизированным, фактически безлюдным. Для производства СНУП-топлива на Опытно-демонстрационном энергетическом комплексе будут задействованы четыре технологических линии: линия карботермического синтеза смешанных нитридов урана и плутония, линия изготовления таблеток СНУП-топлива (таким образом, производство таблеток будет реализовано в два этапа), линия сборки тепловыделяющих элементов (твэлов), а также линия производства комплектных топливных кассет. В настоящее время на производственных линиях ведется пусконаладка смонтированного оборудования.
Для справки:
В рамках замкнутого ядерного топливного цикла, реализованного на ОДЭК, облученное топливо, отработавшее в реакторе БРЕСТ-ОД-300, после переработки будет направляться на рефабрикацию (то есть, повторное изготовление свежего топлива) – таким образом эта система постепенно станет практически автономной и независимой от внешних поставок энергоресурсов.
Преимущество реакторов на быстрых нейтронах – способность эффективно использовать для производства энергии вторичные продукты топливного цикла (в частности, плутоний). При этом обладая высоким коэффициентом воспроизводства, «быстрые» реакторы могут производить больше потенциального топлива, чем потребляют, а также «дожигать» (то есть утилизировать с выработкой энергии) высокоактивные трансурановые элементы (актиниды).
Реактор БРЕСТ-ОД-300 будет обеспечивать сам себя основным энергетическим компонентом – плутонием-239, воспроизводя его из изотопа урана-238, которого в природной урановой руде содержится более 99% (в настоящее время для производства энергии в тепловых реакторах используется уран-235, содержание которого в природе – около 0,7%).
Источник: АО «ТВЭЛ»