Чтобы запустить промышленные реакторы нового поколения, замкнуть топливный цикл и сделать атомную энергетику возобновляемой, придется внедрить множество новых технологий.
При этом инновации будущего необходимо на чем-то тестировать. Для этого сейчас и строится принципиально новая экспериментально-стендовая база — многоцелевой быстрый исследовательский реактор (МБИР).
Специалисты отделения топливных технологий Научно-исследовательского института атомных реакторов (АО «ГНЦ НИИАР», входит в госкорпорацию «Росатом») изготовили опытную партию тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов) с виброуплотненным уран-плутониевым МОКС-топливом для МБИР, который строится в Ульяновске. В ТВЭЛах происходит деление тяжёлых ядер с выделением тепловой энергии, которая затем передаётся теплоносителю.
«Впервые изготовлена опытная партия ТВЭЛов нового дизайна. В последующем данные тепловыделяющие элементы будут входить в состав штатных тепловыделяющих сборок, используемых в активной зоне строящегося на площадке института реактора МБИР. Данная конструкция ТВЭЛа обеспечивает высокую плотность нейтронного потока в активной зоне, что делает МБИР наиболее привлекательным аппаратом для проведения реакторных испытаний», – рассказал начальник отделения топливных технологий ГНЦ НИИАР Александр Святкин (цитата — «Росатом»).
Продукция уже прошла цикл предварительных и приемочных испытаний на соответствие технологической и конструкторской документации. Специальная комиссия «Росатома» с участием представителей Физико-энергетического института им. А. И. Лейпунского (ГНЦ РФ – ФЭИ, научный руководитель проекта), НИКИЭТ (главный конструктор), Машиностроительного завода (АО «МСЗ», предприятие-изготовитель комплектующих, входит в Топливный дивизион «Росатома») и ГНЦ НИИАР (эксплуатирующая организация) убедилась в качестве изготовления и признала ТВЭЛы годными для производства опытной партии ТВС МБИР. Комплекту документов присвоена литера «О1». Над проектом работают в рамках комплексной программы «Развитие техники, технологий и научных исследований в области использования атомной энергии в Российской Федерации».
«ГНЦ НИИАР начинает подготовку к производству стартовой загрузки МБИР с целью обеспечения своевременного физического и энергетического пуска реактора», – заявил директор ГНЦ НИИАР Александр Тузов.
Отметим, что сооружение МБИР – важнейший проект долгосрочного развития экспериментальной базы отечественной атомной отрасли, который позволит обеспечить лидерство России в развитии инновационных реакторных технологий. Тепловая мощность реактора составляет 150 МВт, электрическая мощность – 55 МВт, максимальная мощность потока нейтронов – 5,3 х 10 15 см -2 х с -1.
В соответствии с планом, новый реактор должен заменить исследовательскую установку БОР-60 и тем самым обеспечить атомную отрасль современной и технологически совершенной исследовательской инфраструктурой на ближайшие 50 лет. Ожидается, что его возможности позволят расширить изучение технологий двухкомпонентной ядерной энергетики и замыкания топливного цикла, а также помогут ускорить и обосновать создание безопасных ядерных энергетических установок IV поколения.
В сложившейся экономической ситуации перед российской промышленностью стоит цель в кратчайшие сроки обеспечить технологический суверенитет и переход на новейшие технологии. Государство и крупные компании направляют ресурсы на ускоренное развитие отечественной исследовательской, инфраструктурной, научно-технологической базы, что в конечном итоге усиливает позиции России на мировом рынке.
Справка:
МОКС-топливо (англоязычная аббревиатура MOX – Mixed OXide) представляет собой смешанное оксидное ядерное топливо, состоящее из изотопов урана и плутония. В отличие от традиционного для атомной энергетики обогащенного урана, сырьем для производства таблеток МОКС-топлива выступают оксид плутония, получаемый при переработке отработавшего ядерного топлива традиционных реакторов водо-водяного типа, и оксид обедненного урана (получается путем обесфторивания гексафторида обедненного урана – ОГФУ, так называемых вторичных «хвостов» обогатительного производства).
В реакторах на тепловых нейтронах, составляющих основу современной атомной энергетики, используется около 1% урана, оставшиеся 99% направляются на временное хранение или утилизируются как радиоактивные отходы. «Быстрые» реакторы, используя в качестве топлива смесь оксидов урана и плутония, могут нарабатывать плутоний в количестве, достаточном для обеспечения расширенного развития атомной энергетики.
Комплексная программа «Развитие техники, технологий и научных исследований в области использования атомной энергии в РФ» (КП «РТТН») разработана госкорпорацией «Росатом» совместно с НИЦ «Курчатовский институт», Российской академией наук, а также Министерством науки и высшего образования РФ. Программа включает в себя разработку новых передовых технологий и материалов, образцов новой техники, техническое перевооружение, строительство уникальных комплексов и объектов инфраструктуры в области атомной энергетики и управления реакциями термоядерного синтеза, а также атомных станций малой мощности. В апреле 2022 года указом президента России принято решение о продлении КП РТТН до 2030 года. Головной научной организацией по КП РТТН определен НИЦ «Курчатовский институт».
Госкорпорация «Росатом» является лидером мировой атомной промышленности, занимает пятое место в мире по запасам урана и пятое по объёму добычи, четвёртое место в мире по производству атомной энергии, контролирует 40 % мирового рынка услуг по обогащению урана и 16,3 % рынка ядерного топлива. В состав «Росатома» входят гражданские атомные компанииРоссии, предприятия ядерного оружейного комплекса, научно-исследовательские организации, а также атомный ледокольный флот.
Фото: пресс-служба «Росатома»
