«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. 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.
tnenergy.livejournal.com
Новое топливо для АЭС — Новосибирский сайт
Войти Регистрация- Новости
- Блоги
- Про Н-ск
- Проблемы города
- Места отдыха
- Куда пойти?
- Объявления
- Группы
- Ещё
- Фото
- Активность
- Комментарии
- Люди
- Статьи
- Кругозор — интересные факты со всего мира
- Наука и технологии. Последние новинки техники
- Туристу на заметку. Рассказы о путешествиях
- Женский онлайн журнал
- Авторынок. Обзор автомобилей
- Стройка и ремонт
- Новости партнеров
tvoi54.ru
Россия готовится к производству СНУП-топлива будущего
#космическая отрасль(105)
#Наука в 2017 году(87)
#Космос(81)
#NASA(80)
#Росатом(80)
#Атомная энергетика(76)
#США(74)
#Медицина(73)
#альтернативная энергетика(59)
#Китай(58)
#Астрономия(57)
#Физика(53)
#Биология(53)
#Роскосмос(50)
#ядерная энергетика(43)
#робототехника(38)
#МГУ(36)
#Ростех(35)
#Биотехнологии(31)
#ядерная безопасность(29)
#экология(28)
#Видеореактор(28)
#СО РАН(27)
#Климат(27)
#ТГУ(25)
#ТПУ(25)
#Химия(24)
#Марс(24)
#Генетика(24)
#2 сезон(24)
#Будущее(22)
#НИЯУ МИФИ(22)
#Япония(22)
#Роботы(22)
#искусственный интеллект(21)
#Палеонтология(21)
#История атомной отрасли(21)
#МФТИ(20)
#История науки(20)
#Космонавтика(19)
#биоинженерия(19)
#Археология(18)
#Геология(17)
#Эволюция(17)
#Нейронауки(17)
#Мозг(17)
#Фантастика(17)
#НГУ(16)
#Индия(16)
#Энергетика(15)
#солнечная энергетика(15)
#ДВФУ(15)
#авиационная отрасль(15)
#Страна Росатом(15)
#История(15)
#Росэнергоатом(15)
#психология(15)
#микроэлектроника(14)
#Экзопланеты(14)
#Материалы(14)
#Арктика(14)
#Солнечная система(14)
#MIT(14)
#Украина(14)
#Ядерная физика(14)
#ТВЭЛ(13)
#Россия(13)
#Ядерные реакторы(13)
#Образование(13)
#ОПК(13)
#Луна(12)
#Динозавры(12)
#ДНК(12)
#Нанотехнологии(12)
#Кино(12)
#Математика(11)
#Франция(11)
#СФУ(11)
#Наука в 2016 году(11)
#ESA(11)
#Германия(11)
#Животные(11)
#SpaceX(11)
#РАН(10)
#Великобритания(10)
#Westinghouse(10)
#ASE(10)
#Микробиология(10)
#Спутники(10)
#Антарктида(10)
#Атомэнергомаш(9)
#Вода(9)
#Астрофизика(9)
#Гарвардский университет(9)
#Пионеры космоса(9)
#НФ-сериалы(9)
#Африка(9)
#Иран(9)
#DARPA(8)
#транспорт(8)
#Казахстан(8)
#ТюмГУ(8)
#Ядерная медицина(8)
#Культура(8)
#Квантовая физика(8)
#биотехнологи(8)
#Библиоатом(7)
#Сколково(7)
#Атомный флот(7)
#АЭС Фукусима(7)
#УрФУ(7)
#Ядерные технологии(7)
#Южная Корея(7)
#Канада(7)
#Океанология(7)
#Вулканы(7)
#уран(7)
#Физика высоких энергий(7)
#Электроника(7)
#
reactor.space
Проект „Прорыв” – первое знакомство
Скриншот со страниц КП, Фото: kompravda.eu
Все хорошо, особенно вступительная часть… А дальше начинается нечто удивительное, смотрите.
«Но вот беда – в реакторах на тепловых нейтронах уран-238 не делится (т. е. не вырабатывает энергию), а, поглощая нейтрон, превращается в другой изотоп – плутоний-239»
Простите, вот весь уран-238 р-р-раз, и превратился в плутоний-239, причем только в плутоний-239, а не в плутоний-238, не в плутоний-240? Да это ж мечта всех генералов и министров обороны! Стоишь себе возле реактора АЭС и лопатой выгребаешь оружейный плутоний, штампуя тут же все новые ядерные и термоядерные бомбы. Зачем вот так-то, спрашивается?
Чтобы у читателя появилось впечатление, что любая АЭС – великолепный источник ядерного и термоядерного оружия, что ли? Ни слова о том, что превращение урана-238 в плутоний-239 весьма редкое событие в реакторе тепловой АЭС, ни слова о том, что с равной вероятностью появляются изотопы плутония-240 и плутония-241.
В ОЯТ (отработанном ядерном топливе) их по 33%, и именно такая смесь делает ОЯТ безопасным в смысле возможности создать из него ядерное оружие. Уж очень вредны для боеголовок эти вот плутоний-240 и плутоний-241. И именно эти свойства урана-238 дают возможность строить реакторы на быстрых нейтронах, не нарушая условия Договора о нераспространении ядерного оружия.
Небольшая, вроде бы, неточность, но сами видите, что упущено. Единственная фраза в этой статье требует куда как более полного рассказа, который на страницах «Геоэнергетики» уже был размещен.
«Ученые создали реакторные установки на быстрых нейтронах, или бридеры»
Хм… А зачем нужны реакторы-бридеры, если у нас и из обычных реакторов плутоний так и хлещет? Ну, да ладно – пришла ученым в голову вот такая прихоть – создавать реакторы-бридеры.
Да, поскольку объяснения термина «реактор-бридер» в статье и в помине нет, придеся уже нам поведать, что это такой реактор, в которым делящегося вещества (ядерного топлива) на выходе больше, чем на входе. При этом уважаемая Ольга Ганжур считает, что реакторы-бридеры работают только и исключительно на уран-плутониевом топливе, даже не вспоминая о том, что реакторам БН-350 и БН-600 вполне хватало топлива чисто уранового, да и БН-800 пока только готовят к приему уран-плутониевого, пока чистый уран горит.
И, тем не менее, «Геоэнергетика» весьма признательна автору КП – по ее статье можно уверенно готовить план наших будущих публикаций. «Ставим галочку»: подробнее рассказать, как Росатом будет осваивать МОКС-топливо на БН реакторах и на реакторах ВВЭР.
Фото: http://proryv2020.ru/
«В 2010 г. «Росатом» инициировал работы по созданию новой технологической платформы атомной отрасли на основе быстрых реакторов и ЗЯТЦ. Идею поддержало правительство, была принята Федеральная целевая программа «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010 – 2015 годов и на перспективу до 2020 года». Годом позже многие работы объединили в росатомовском проекте «Прорыв»
«В рамках «Прорыва» предполагается, во-первых, создание проектов двух типов реакторных установок: коммерческого быстрого реактора с натриевым теплоносителем мощностью 1200 МВт (БН-1200*) и опытно-демонстрационного со свинцовым теплоносителем мощностью 300 МВт (БРЕСТ-ОД-300). Во-вторых, предстоит создать совершенно новое топливо для них: СНУП (смешанное нитридное уран-плутониевое)»
Интересно сказано, да вот только проект «Прорыв» это не только два указанных пункта, но и еще один, едва ни главный – решение проблемы ОЯТ. Да, мы умеем хранить в пристанционных бассейнах и построили нечто совершенно новое – центральное хранилище ОЯТ.
Да, мы умеем делать из него МОКС-топливо, Ремикс-топливо, мы уверены, что сможем использовать его в реакторах БН. БН-реактор, напомним, можно расшифровать по разному: реактор на быстрых нейтронах и реактор быстрый натриевый – по типу используемого теплоносителя.
Зачем, для чего нам еще и БРЕСТ, реактор, в котором в качестве теплоносителя используется рсплавленный свинец, если и так «все в порядке»? И зачем нам еще какое-то СНУП? МОКС-топливо уже есть, зачем городьбу городить? И каким образом СНУП-топливо будет использоваться на БН-реакторах, если сама их технология «заточена» под МОКС-топливо?
Пара фраз – а загадок в них на несколько страниц текста. Нитрудное топливо – это путь решения проблемы ОЯТ, поскольку в его составе не только нитриды плутония и урана, а еще и минорые актиниды – так красиво атомщики называют все те вредные составляющие ОЯТ, о которых Геоэнергетика писала достаточно подробно:
«35 кило пресловутых осколочных нуклидов – перечислять лениво, мы не на олимпиаде по химии. Все прочее – трансурановые элементы с названиями красивыми – нептуний, америций, кюрий» – это мы мысленно разбирали на составные части 1 тонну ОЯТ.
Изготавливать СНУП будут на специальном заводе, который является неотъемлемой частью БРЕСТа. Грубо: вытаскиваем ТВЭЛы из БРЕСТа, потрошим, щедро досыпаем те самые «минорные актиниды» , снова формируем ТВЭЛы, снова ставим в БРЕСТ. Если все расчеты верны, БРЕСТ будет «сжигать» до 30% радиоактивных отходов (именно отходов – вредных радиоактивных элементов), которые мы получаем в составе ОЯТ обычных реакторов.
Фото: http://virtualbrest.by/
Интересна скорость производства новых ТВС: после выгрузки из реактора БРЕСТ использованные ТВС охлаждаются в пристанционном хранилище всего 1 год, после чего поступают в переработку.
Почему так быстро, ведь ОЯТ с тепловых реакторов охлаждается до 20 лет? Да вот по той самой причине: высокоактивные радиацонные материалы реактором БРЕСТа уничтожаются в куда большей степени, чем в реакторах обычных АЭС.
А вот те минорные актиниды, которые не сумеет переработать даже БРЕСТ¸будут поступать в опять же пристанционное хранилище длительной выдержки, и тут слово «длительный» уж точно на своем месте, поскольку в этом случае это от 150 до 200 лет. Вот только, если все расчеты окажутся верны, появляется очень приятная, очень милая сердцу и уму любого нормального человека деталь: количество радиоактивности, которую мы вернем Земле будет ровно такой же, какую мы использовали на замкнутый топливный ядерный цикл.
При этом СНУП-топливо не рассчитывается под «размножение» плутония: коэффициент его воспроизводства в БРЕСТе будет не выше единицы. Вот и еще одна «галочка» для Геоэнергетики – рассказать о СНУП-топливе, о проблеме ОЯТ и о том, почему завод по фабрикации топлива будет неотъемлемой частью БРЕСТа, не менее важной и нужной, чем сам реактор.
Почему для сжигания минорных актинидов требуется именно нитридное топливо? Ведь что в обычном топливе, что в МОКСе используются оксиды урана и оксиды плутония? Зачем возня с напичкиванием в топливо азота? Да все как бы «простенько».
С точки зрения физики нитридное топливо лучше оксидного: оксидное жёсткое, но хрупкое, трескается, распухает под действием нейтронов, а нитридное – более крепкое, поэтому и называется плотным, оно более устойчиво к механическим дефектам, не распухает, не лопается, не давит на оболочку твэла. За счёт лучшей теплопроводности нитридное топливо легче переносит температурные режимы, это даёт возможность повысить ресурс эксплуатации таких сборок, а значит, делает их более выгодными с точки зрения экономики.
Что тут делает слово «экономика»? Да намекает на стоимость производства топлива, разумеется. Дорогое оно в производстве-то – что оксидное, что нитридное. Углеводороды нынчеподешевели, урановая руда после всех фукусим и планов той же Германии позакрывать все свои АЭС тоже стала недорогой, так что вопрос экономки вовсе не случаен: при всем своем новаторстве реакторы на быстрых нейтронах должны генерировать электричество по конкурентным ценам.
Иначе никак, иначе дорога в пропасть, подобную той же, в которой вскоре может оказаться та же Германия, многие годы субсидировавшая «зеленую энергетику» за счет государственного бюджета. Собрать деньги со всей страны, со всех налогоплательщиков и поощрять ими новаторов – это, простите за резкость, просто новый вид распила, не более того. Поскольку коррупция в России и так ой-ой-ой, приумножать ее за счет атомного проекта совершенно не стоит.
Экономика того или иного вида атомного топлива «завязана» на такой показатель, как степень выгорания этого топлива. Что это такое? Да ничего хитрого – это просто доля выгоревшего основного топлива от начального его количества.
Если мы говорим об обычных, тепловых, атомных реакторах, то основное топливо – привычный нам уран-235. Для реакторов РБМК (того самого, «чернобыльского» типа) степень выгорания урана-235 составляет от 0,35 до 0,37, для реакторов типа ВВЭР степень выгорания – от 0,30 до 0,33. С этим показателем, в свою очередь, связана глубина выгорания топлива – это и есть то, что уже можно считать в денежных единицах.
Глубина выгорания – количество выработанной электроэнергии за топливную компанию (от момента погружения ТВЭЛов в реактор до момента их выемки) на единицу массы первоначально загруженного топлива. В этом случае речь идет обо всем топливе – и о том, которое «горит» и о том, которое выполняет практически роль некоего балласта. Для тепловых реакторов учитывают все количество урана – и «балластового» урана-238 и «горящего» урана-235.
Измеряют глубину выгорания в МВт сутки на 1 тонну тполива. Чем это удобно? Да вот как-то затруднительно непосредственно измерить в граммах массу продуктов деления внутри реактора – уж очень много измеряльщиков придется израсходовать, знаете ли. Зато количество энергии, выделившейся в активной зоне реактора – величина измеряемая с хорошей точностью.
А теоретическая атомная физика помогает понять все остальное. 1 грамм урана при своем делении за сутки выделяет 1 МВт тепловой энергии и 1 грамм продуктов деления. Полную массу загруженного в реактор урана мы тоже знаем – стало быть, глубина выгорания является величиной, легко и точно измеряемой.
Разумеется, разные соединения урана характеризуются разной глубиной его выгорания. Например, 1 тонна чистого, металлического урана за сутки выделяет от 3’000 до 3’500 МВт тепловой энергии, а вот соединения урана – куда больше.
Горящий в «классических», тепловых реакторах диоксид урана – вещество пористое, поэтому способен накопить внутри себе куда больше продуктов деления без изменения формы ТВС, без деформации трубок. Потому глубина выгорания топлива в реакторах типов РБМК и ВВЭР – от 20 000 до 100 000 МВт на тонну оксида урана за сутки.
Логически совершенно очевидно: чем больше глубина выгорания топлива, тем больше мы получаем энергии с каждой тонны этого топлива. 100 000 – это пока теория, а практика дает среднюю цифру для ВВЭР-реакторов в 50 000 МВт на тонну оксида урана за сутки. Чем больше глубина выгорания – тем экономичнее топливо, тем меньше цена генерируемой электроэнергии.
Чтобы экономика МОКС-топлива не проигрывала экономике обычного ядерного топлива (диоксида урана), глубина его выгорания должна составлять не менее 70 000 МВт в сутки на тонну топлива. Еще выше требуется глубина выгорания для СНУП-топлива – его производство дороже не только производства «классического» топлива, но и дороже производства МОКС-топлива. 1
Но тут, если вы заметили, мы даем просто определения характеристик, а подробности того, как идет борьба за увеличение глубины выгорания ядерного топлива требует, разумеется, отдельной статьи и, возможно, даже не одной. Нефть и газ дешевеют – значит, Росатом обязан увеличивать глубину выгорания и «классического» ядерного топлива, предназначенного для ВВЭР. Спасибо, Ольга – подсказки от вас обеспечили нам работу вот уже на 3-4 заметки.
Фото: http://proryv2020.ru/
«Однако свинцовый реактор имеет потенциальные преимущества перед натриевым. Свойства основных компонентов БРЕСТ (свинцовый теплоноситель и плотное нитридное топливо) естественным образом исключают два класса наиболее тяжелых аварий – с неконтролируемым ростом мощности и потерей отвода тепла. За счет упрощения систем безопасности (по сравнению с ВВЭР) может быть достигнута экономическая конкурентоспособность.»
Нет, это просто прекрасно: написать в скобочках «свинцовый теплоноситель» и устремиться дальше. А что такое несколько сотен тонн расплавленного свинца, циркулирующего по трубам – вы вообще представляете?
Ну, вот на пальцах: что за материал для этих труб, какой такой насос рассчитан прокачку свинца, где и как разогреть тот свинец, как поддерживать его в жидком состоянии? Главный циркуляционный насос ВВЭР – уже произведение инженерного искусства, так он ведь воду гоняет, а тут речь совсем о другой жидкости.
Вот хоть что делайте, но БРЕСТ требует еще одной статьи и снова есть подозрение, что в одну уложиться невозможно будет. Уж слишком много действительно прорывных технологий требуется для такого реактора – Росатом подобрал очень точное название. И от «Геоэнергетики» – новая порция благодарности Ольге Ганжур, на подсказках которой мы видим вот уже от 4 до 6 статей.
«БН-1200 обладает коэффициентом воспроизводства 1,2. Это значит, что одна такая установка произведет компоненты топлива для себя и для двух традиционных реакторов типа ВВЭР.»
Ой. Коэффициент 1,2 означает нечто совсем иное: каждый загруженный в БН-1200 килограмм плутония на выходе превратится в кило двести грамм, вот и все. По какой такой причине он станет компонентом топлива сразу для трех реакторов, спрашивается?
Нет, Ольга при этом совершенно права, просто надо намного подробнее рассказать о новом виде ОЯТ – отработанном МОКС- топливе реакторов на быстрых нейтронах. Исходный состав топлива – уран в комплекте с плутонием, на выходе мы получим совсем другой состав, чем в случае с урановым топливом. Да-да, все правильно – это готовый материал еще для одной статьи от нашего сайта.
Остается надеяться, что 7 – счастливое число, и нам их будет достаточно для того, чтобы полностью описать все то, чего статья в КП только коснулась. В общем – большое спасибо большому СМИ, который не дает «Геоэнергетике» скучать и жаловаться на отсутствие тем! И – низкий поклон Ольге Ганжур за ее попытку одной статьей «закрыть» ВСЮ тему закрытого ядерного топливного цикла.
Если мы ничего не упустили – это первая такого рода попытка в федеральных СМИ. И это – просто здорово: значит, все больше людей интересуются этой замечательной темой, все больше людей хотят понимать, что такое наш атомный проект. Это настолько здорово, что, если вы заметили, «Геоэнергетика» ни словечка не проронила про конкурентов Росатома, не ёрничала по этому поводу.
Даже если очень захотеть, все равно не получится: в создании технологии реакторов на быстрых нейтронах Россия нашла настолько далеко вперед, что конкурентов найти просто не удается.
***
Источник.
ss69100.livejournal.com
Ученые ВНИИНМ повышают безопасность СНУП топлива
25.10.2018Ученые ВНИИНМ повышают безопасность СНУП топлива
Специалисты института неорганических материалов имени А.А. Бочвара (входит в Топливную компанию Росатома «ТВЭЛ») впервые получили термогравиметрические данные для смешанного нитридного уран-плутониевого (СНУП) топлива, которое будет использоваться в реакторе на быстрых нейтронах типа БРЕСТ-ОД-300. Использование реакторов на быстрых нейтронах позволяет расширить топливную базу атомной энергетики и минимизировать отходы за счет организации замкнутого ядерно-топливного цикла.
Результаты исследований термохимической стабильности смешанного нитридного уран-плутониевого ядерного топлива для перспективных ядерных энергетических установок были представлены на конкурс Правительства Москвы.
— Полученные данные позволяют определить, при какой температуре начинаются процессы интенсивного разложения СНУП топлива на составляющие его компоненты. Т.е. мы получаем тот допустимый температурный рубеж, выше которого возможны процессы диссоциации топливных нитридов, интенсивного изменения их структуры и свойств и который ни в коем случае нельзя переступать при эксплуатации нитридного топлива в ядерном реакторе, а это вопрос безопасности, — поясняет инженер-технолог АО «ВНИИНМ» Михаил Кривов.
Ученые ВНИИНМ получили данные по зависимости скорости реакции от температуры и содержания плутония, а также энергию активации процессов, происходящих со СНУП топливом при высоких температурах. Полученные результаты исследований термостабильности смешанного нитридного уран-плутониевого топлива могут быть использованы в расчетных кодах для обоснования безопасной работоспособности реакторных установок. Итоги исследований необходимо учитывать также при выборе температурных режимов и оценки потери массы при производстве нитридного топлива во время спекания топливных таблеток.Архив новостей:
bochvar.ru
Ученые ВНИИНМ повышают безопасность СНУП топлива
25.10.2018Ученые ВНИИНМ повышают безопасность СНУП топлива
Специалисты института неорганических материалов имени А.А. Бочвара (входит в Топливную компанию Росатома «ТВЭЛ») впервые получили термогравиметрические данные для смешанного нитридного уран-плутониевого (СНУП) топлива, которое будет использоваться в реакторе на быстрых нейтронах типа БРЕСТ-ОД-300. Использование реакторов на быстрых нейтронах позволяет расширить топливную базу атомной энергетики и минимизировать отходы за счет организации замкнутого ядерно-топливного цикла.
Результаты исследований термохимической стабильности смешанного нитридного уран-плутониевого ядерного топлива для перспективных ядерных энергетических установок были представлены на конкурс Правительства Москвы.
— Полученные данные позволяют определить, при какой температуре начинаются процессы интенсивного разложения СНУП топлива на составляющие его компоненты. Т.е. мы получаем тот допустимый температурный рубеж, выше которого возможны процессы диссоциации топливных нитридов, интенсивного изменения их структуры и свойств и который ни в коем случае нельзя переступать при эксплуатации нитридного топлива в ядерном реакторе, а это вопрос безопасности, — поясняет инженер-технолог АО «ВНИИНМ» Михаил Кривов.
Ученые ВНИИНМ получили данные по зависимости скорости реакции от температуры и содержания плутония, а также энергию активации процессов, происходящих со СНУП топливом при высоких температурах. Полученные результаты исследований термостабильности смешанного нитридного уран-плутониевого топлива могут быть использованы в расчетных кодах для обоснования безопасной работоспособности реакторных установок. Итоги исследований необходимо учитывать также при выборе температурных режимов и оценки потери массы при производстве нитридного топлива во время спекания топливных таблеток.Архив новостей:
vniinm.ru
Ядерное СНУП-топливо успешно прошло реакторные испытания на Белоярской АЭС
ЭТВС со смешанным нитридным уран-плутониевым (СНУП) топливом для реакторной установки на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300
Экспериментальное ядерное топливо, изготовленное в России для отечественного атомного проекта «Прорыв», в ходе которого будут отрабатываться технологии, необходимые для развития атомной энергетики, успешно прошло реакторные испытания и послереакторные исследования.
Об этом сообщила пресс-служба топливной компании ТВЭЛ госкорпорации «Росатом».
Речь идет о так называемых комбинированных экспериментальных тепловыделяющих сборках (ЭТВС) со смешанным нитридным и оксидным уран-плутониевым топливом, изготовленных на предприятии ТВЭЛ Сибирском химическом комбинате (СХК, ЗАТО Северск Томской области). В ходе реакторных испытаний экспериментальные топливные сборки прошли облучение в активной зоне реактора на быстрых нейтронах БН-600 на третьем энергоблоке 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», — говорится в сообщении.
Полученные результаты дают основание для продолжения работ по обоснованию использования смешанного нитридного уран-плутониевого (СНУП) топлива для реакторной установки на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300, которая будет построена в рамках проекта «Прорыв».
«С этой целью в АО «СХК» планируется изготовление дополнительных ЭТВС со СНУП-топливом», — говорится в сообщении. Испытываться новые топливные сборки также будут в реакторе БН-600.
Ранее научный руководитель проектного направления «Прорыв» Евгений Адамов сообщил в интервью РИА Новости, что к 2019 году могут быть завершены как дореакторные, так и реакторные исследования, позволяющие обосновать СНУП-топливо для первой загрузки в реактор БРЕСТ-ОД-300.
Проект «Прорыв», выполняемый на площадке СХК, направлен на отработку технологий замыкания ядерного топливного цикла (ЯТЦ) на основе реакторов на быстрых нейтронах. По мнению специалистов, практическое использование результатов проекта создаст предпосылки для укрепления лидерства России на мировом рынке ядерных технологий.
В замкнутом ЯТЦ за счет полного использования уранового сырья в реакторах-размножителях на быстрых нейтронах (бридерах) существенно увеличится топливная база ядерной энергетики, а также появится возможность значительно уменьшить объемы радиоактивных отходов благодаря «выжиганию» опасных радионуклидов. Россия, как отмечают эксперты, занимает первое место в мире в технологиях строительства «быстрых» реакторов.
В ходе проекта «Прорыв» будет создан опытно-демонстрационный энергокомплекс. В его состав войдут реактор на быстрых нейтронах со свинцовым жидкометаллическим теплоносителем БРЕСТ-ОД-300, комплекс по производству смешанного нитридного уран-плутониевого ядерного СНУП-топлива для этого реактора, а также комплекс по переработке отработавшего топлива. Первая очередь опытно-демонстрационного энергетического комплекса, как планируется, начнет работу после 2018 года.
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.
Белоярская АЭС (БАЭС) введена в работу в апреле 1964 года. Это первая АЭС в атомной энергетике страны, и единственная с реакторами разных типов на одной площадке. Первые энергоблоки Белоярской атомной станции с реакторами на тепловых нейтронах АМБ-100 и АМБ-200 остановлены в связи с выработкой ресурса. В эксплуатации находится единственный в мире энергоблок с реактором на быстрых нейтронах промышленного уровня мощности БН-600, а также БН-800, сданный в промышленную эксплуатацию в октябре 2016 г. Энергоблоки атомных станций на быстрых нейтронах призваны существенно расширить топливную базу атомной энергетики и минимизировать радиоактивные отходы за счёт организации замкнутого ядерно-топливного цикла.
www.seogan.ru