Ученые «Росатома» на уникальном исследовательском комплексе начали испытания
ядерного топлива, результаты которых понадобятся для создания перспективных
реакторов АЭС, необходимых для развития атомной энергетики, сообщила
пресс-служба научного дивизиона атомной госкорпорации.
«В Государственном научном центре – Физико-энергетическом институте им. А.И.
Лейпунского (АО „ГНЦ РФ – ФЭИ“, предприятие научного дивизиона „Росатома“)
начались испытания для обоснования нейтронно-физических характеристик активной
зоны перспективного реактора со спектральным регулированием ВВЭР-С», —
говорится в сообщении.
Испытания проходят на так называемом критическом стенде БФС-1, входящем в
комплекс «быстрых» физических стендов (БФС), представляющий собой уникальную
экспериментальную базу для исследования физики ядерных реакторов, решения
проблем их безопасности и другого. Как говорят атомщики, принцип создания на
стендах БФС детальных моделей реакторов напоминает работу с детским
конструктором Lego — из небольших элементов собираются большие композиции.
По итогам исследований ученые «Росатома» намерены обосновать
нейтронно-физические характеристики и безопасность эксплуатации в различных
режимах реакторных установок с ядерным смешанным оксидным уран-плутониевым
МОКС-топливом типа ВВЭР (включая будущие перспективные установки), составляющих
основу атомной энергетики в России и широко эксплуатируемых за рубежом, на АЭС
российского дизайна, отмечается в сообщении.
Нынешняя экспериментальная программа состоит из двух стадий. Первая,
подготовительная стадия, основана на традиционной «таблеточной» технологии
моделирования, а вторая, основная стадия, заключается в применении реальных
тепловыделяющих элементов (твэлов).
«В преддверии физического пуска был полностью сформирован макет критической
сборки без ядерных материалов внутри и 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», –
рассказал начальник комплекса БФС Александр Жуков.
Ядерное МОКС-топливо (от англ. mixed-oxide fuel) изготавливается с
использованием обедненного урана и плутония. В отличие от традиционного для
атомной энергетики обогащенного урана, сырьём для производства таблеток
МОКС-топлива выступают оксид плутония, наработанного в энергетических
реакторах, и оксид обедненного урана.
«Росатом» осваивает технологии, необходимые для перехода к
конкурентоспособной двухкомпонентной энергетической системе на основе
замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ). Речь о том, чтобы «сопрячь»
эксплуатацию традиционных сейчас реакторов ВВЭР на так называемых тепловых
нейтронах вместе с реакторами на быстрых нейтронах.
Тем самым, как ожидается, расширится воспроизводство ядерного «горючего» и
существенно увеличится топливная база атомной энергетики, не требующая при этом
больших объемов добычи природного урана. Также появится возможность сокращать
объемы радиоактивных отходов, остающихся после переработки отработавшего
ядерного топлива (ОЯТ), — самые опасные радионуклиды предложено «выжигать» в
реакторах на быстрых нейтронах. Таким образом, можно будет решать две ключевые
проблемы нынешней атомной энергетики, связанные с ограниченностью запасов
природного урана и ростом объемов ОЯТ.
Логика двухкомпонентной ядерной энергосистемы основана на использовании
плутония, выделяемого из отработавшего ядерного топлива реакторов ВВЭР, для
изготовления топлива реакторов на быстрых нейтронах и возможности применения
плутония из ОЯТ «быстрых» реакторов для изготовления МОКС-топлива установок
ВВЭР. По мнению специалистов, реализация такой схемы потребует развития
технологий реакторов ВВЭР путем создания реактора ВВЭР-С, конструкция которого
благодаря ряду технических решений позволяет регулировать спектр нейтронов — их
распределение по энергии в активной зоне реактора (это и есть спектральное
регулирование).
Применение системы спектрального регулирования имеет целый ряд преимуществ.
Во-первых, при равной мощности реактор ВВЭР-С, по расчетам, будет потреблять
значительно меньше урана, чем современные передовые реакторы ВВЭР. Во-вторых,
спектральное управление позволяет эксплуатировать реактор, полностью
загруженный МОКС-топливом. Кроме того, возможно оптимизировать все конструкции
реакторной установки, сделав дешевле энергоблок на ее основе.
Ранее сообщалось, что пилотный энергоблок ВВЭР-С средней мощности намечено
построить в России в составе будущей Кольской АЭС-2.