28 августа 2019

Ученые завершили послереакторные исследования твэлов с топливом для проекта "Прорыв"

Панорама НИИАР

Ученые входящего в Росатом АО "Государственный научный центр Научно-исследовательский институт атомных реакторов" (НИИАР, Ульяновская область) завершили послереакторные исследования твэлов с нитридным топливом для проекта "Прорыв" - создания энергетических технологий нового поколения на базе замкнутого ядерного топливного цикла с использованием реакторов на быстрых нейтронах. Об этом говорится в опубликованном во вторник научном годовом отчете НИИАРа.

"В рамках проектного направления "Прорыв" завершены послереакторные исследования твэлов с нитридным топливом в различном конструктивном исполнении с оболочками из разных материалов после испытаний в составе трех тепловыделяющих сборок в реакторе БН-600 <...> Получены новые данные о поведении нитридного топлива, коррозионном состоянии и механических свойствах материалов оболочек, которые будут использованы для совершенствования твэлов реакторов на быстрых нейтронах и обоснования безопасности продолжения испытаний экспериментальных тепловыделяющих сборок с нитридным топливом в реакторе БН-600 до более высоких параметров", - говорится в отчете.

В рамках реализации этого проекта в части обоснования работоспособности твэлов со смешанным нитридным ураноплутониевым топливом НИИАР в разработан и внедрен метод испытаний облученных трубчатых образцов внутренним давлением твердого пластичного заполнителя. Необходимость разработки данного метода была обусловлена тем, что традиционно используемый метод имеет ограничения в случае низкой пластичности материала, отмечается в документе. Кроме того, в научном центре изучена радиационная и гидролитическая устойчивость магниево-калиево-фосфатной матрицы, разрабатываемой для иммобилизации углерода-14 - одного из продуктов переработки смешанного нитридного ураноплутониевого топлива.

Проект "Прорыв" - один из главных современных мировых проектов в ядерной энергетике, реализуемый в России ведущими отраслевыми учеными и специалистами, который предусматривает создание ядерных энергетических технологий нового поколения с использованием реакторов на быстрых нейтронах. В ближайшие годы на площадке Сибирского химического комбината (Томская область) планируется возвести опытно-демонстрационный энергетический комплекс, состоящий из энергоблока с реактором БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем и замыкающего ядерный топливный цикл пристанционного завода.