9 июня 2016

НЯЦ РК примет участие в испытаниях нитридного топлива для реактора БРЕСТ

27 мая 2016 года в Москве состоялась встреча делегации Министерства энергетики РК, возглавляемой Батырбековым Э.Г., Генеральным директором РГП НЯЦ РК, с руководством и ведущими специалистами АО «НИКИЭТ» им. Н.А. Доллежаля. На встрече были обсуждены вопросы перспективного научно-технического сотрудничества при проведении работ по обоснованию теплотехнической надежности твэлов и ТВС реакторов типа БРЕСТ, БН-1200, главным конструктором которых является НИКИЭТ.

На встрече Стороны обменялись информацией об основных направлениях деятельности АО «НИКИЭТ» и РГП НЯЦ РК. Было подчеркнуто, что АО «НИКИЭТ» и РГП НЯЦ РК связаны глубокими историческими корнями. АО «НИКИЭТ» является Генеральным конструктором реакторных установок ИВГ.1, ИВГ.1М и ИГР, одним из разработчиков и исполнителей космической программы создания ядерного ракетного двигателя, испытания элементов которого выполнялись на стендовой базе Объединенной экспедиции НПО «ЛУЧ», ныне принадлежащей и эксплуатируемой РГП НЯЦ РК. АО «НИКИЭТ» был одним из участников работ по обоснованию теплотехнической надежности твэлов энергетических реакторов, а также экспериментов по установлению пороговых разрушающих нагрузок на реакторное топливо. Среди работ прошлых лет были особо выделены испытания топлива быстрого реактора БН-800 (с натриевым теплоносителем) и испытания перспективного мононитридного (UN) высокоплотного топлива в среде расплавленного свинца.

Делегация Министерства энергетики РК проинформировала руководство АО «НИКИЭТ» о прогрессе своих технических и методических подходов к проведению исследований топлива ядерных реакторов, благодаря которому Национальный ядерный центр РК получили мировое признание как обладатель технологий проведения внутриреакторных экспериментов, сопровождающихся разрушением экспериментального топлива вплоть до его плавления. В качестве примеров были кратко изложены основные мотивации, цели и результаты проектов EAGLE, Fukushima Debris, CORMIT, SAIGA и др.

Делегация МЭ РК, кроме информации об основных направлениях деятельности в отношении работ по обоснованию безопасности ядерной энергетики (испытаний топлива ядерных реакторов), предоставила информацию о подготовительных работах в отношении реализации проекта строительства АЭС в Казахстане.

В процессе обсуждения основного предмета встречи, руководство АО «НИКИЭТ» выразило заинтересованность в проведении внутриреакторных экспериментов по определению пороговых разрушающих нагрузок на топливо перспективного реактора БРЕСТ на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем.

По результатам встречи была подписана Памятная записка, согласно которой Стороны договорились в месячный срок разработать программу, и на ее основе подписать до октября 2016 года Соглашение между НЯЦ РК и АО «НИКИЭТ» о сотрудничестве в области исследования безопасности ядерной техники (испытание новых видов ядреного топлива) с использованием экспериментальной базы РГП НЯЦ РК.

Для справки

БРЕСТ — разрабатывающийся в настоящее время в России проект реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем, двухконтурной схемой отвода тепла к турбине и закритическими параметрами пара.

На данный момент разработчики сосредоточили свои усилия на РУ БРЕСТ-ОД-300 ("опытный демонстрационный"), на которой предстоит отработать большое количество новых конструктивных решений. Выбранная мощность 300 МВт (эл.) и 700 МВт (тепл.) является минимально необходимой для получения коэффициента воспроизводства топлива в активной зоне, равного единице.

В настоящее время представители Росатома рассматривают БРЕСТ как составную часть проекта «Прорыв», консолидирующего проекты по разработке реакторов большой мощности на быстрых нейтронах, технологий замкнутого ядерного топливного цикла, а также новых видов топлива и материалов и ориентированный на достижение нового качества ядерной энергетики".

В проекте БРЕСТ его разработчиками планируется создание «пристанционного топливного цикла», который по их замыслу должен замкнуть цикл использования ядерного топлива, решить проблему радиоактивных отходов и чрезвычайно важную международную проблему нераспространения ядерного оружия.

В 2010 году правительство РФ утвердило федеральную целевую программу «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010—2015 гг. и на перспективу до 2020 г.», в которой был провозглашён курс на создание замкнутого топливного цикла и осуществления проекта коммерческого реактора на быстрых нейтронах. В связи с этим в программе предусмотрена разработка проектов реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым, натриевым и свинцово-висмутовым теплоносителем, что приведёт к осуществлению проекта БРЕСТ, однако следует отметить, что, кроме него, в программе будут участвовать и другие инновационные проекты: БН-1200 (с натриевым теплоносителем) и СВБР (со свинцово-висмутовым теплоносителем).

К особенностям реактора БРЕСТ следует отнести конструкцию твэлов. В качестве топлива используется мононитридная композиция уран-плутония и минорных актиноидов. Реактор способен за одну кампанию «сжигать» до 80 кг как «собственных» актиноидов, так и полученных из облучённого ядерного топлива других АЭС.

Сочетание природных свойств свинцового теплоносителя, мононитридного топлива, физических характеристик быстрого реактора, конструкторских решений активной зоны и контуров охлаждения по утверждениям разработчиков выводит БРЕСТ на качественно новый уровень безопасности и обеспечивает его устойчивость (ядерную безопасность) без срабатывания активных средств аварийной защиты в крайне тяжёлых авариях.

Мононитридное топливо работает при относительно низких температурах (максимальная температура менее 1150К при температуре плавления 3100К), что должно обеспечивать малые величины радиационного распухания (примерно 1% на 1% выгорания топлива) и выхода газовых продуктов деления (менее 10% от образовавшихся), тем самым должно исключаться контактное воздействие топлива на оболочку твэлов, которая нагружается лишь к концу кампании избыточным газовым давлением менее 2 МПа.