«ВНИИНМ» Росатома разработал оборудование для создания технологии производства ценного топливного изотопа азот-15

Специалисты московского Высокотехнологического научно-исследовательского института неорганических материалов имени академика А. А. Бочвара (АО «ВНИИНМ», входит в Топливный дивизион Росатома) создали укрупненный лабораторный стенд для исследования разделения изотопов азота в двухфазных газожидкостных системах.

Работы выполнены в рамках проекта по разработке промышленной технологии разделения изотопов азота. Укрупненный стенд позволяет оценить и сравнить эффективность применения различных рабочих систем для выбора оптимального решения. Освоение технологии разделения изотопа в тоннажных количествах позволит организовать в Топливном дивизионе Росатома промышленное производство изотопа азот-15, который представляет большую ценность для развития инновационных решений в ядерном топливном цикле.

Изотоп азот-15 - перспективный компонент для высокоплотного уран-плутониевого нитридного топлива (СНУП-топлива). Такое топливо предполагается использовать в реакторах на быстрых нейтронах и прежде всего – в инновационной реакторной установке четвертого поколения БРЕСТ-ОД-300, которая строится на Сибирском химическом комбинате Росатома в Северске Томской области в рамках стратегического отраслевого проекта «Прорыв».

По оценкам ученых Росатома СНУП-топливо, где вместо природного азота будет использован азот-15, будет обладать рядом преимуществ. Его внедрение в конечном итоге поможет снизить наработку радиоактивных изотопов в активной зоне реактора, а также повысить эффективность эксплуатации топлива.

Этот изотоп уникален тем, что практически не поглощает нейтроны, поэтому его использование позволит улучшить нейтронный баланс активной зоны реактора. Специалисты рассчитывают на радикальное снижение наработки в реакторе радиоактивного углерода-14, а также а также уменьшение так называемой топливной загрузки. Дело в том, что в изотопном составе природного азота преобладает азот-14, поэтому из-за поглощения нейтронов в загрузке активной зоны реактора требуется больше делящегося материала для поддержания цепной реакции. Поскольку азот-15 не поглощает нейтроны, то в процессе выгорания ядерного топлива концентрация нейтронов будет выше, а значит, самого топливного материала потребуется меньше.

Проект «Прорыв», реализуемый Госкорпорацией «Росатом», нацелен на достижение нового качества ядерной энергетики, разработку, создание и промышленную реализацию замкнутого ядерного топливного цикла на базе реакторов на быстрых нейтронах, развивающих крупномасштабную ядерную энергетику.

Преимущество реакторов на быстрых нейтронах – способность эффективно использовать для производства энергии вторичные продукты топливного цикла (в частности, плутоний). При этом обладая высоким коэффициентом воспроизводства, «быстрые» реакторы могут производить больше потенциального топлива, чем потребляют, а также «дожигать» (то есть утилизировать с выработкой энергии) высокоактивные трансурановые элементы (актиниды). Реактор БРЕСТ-ОД-300 будет обеспечивать сам себя основным энергетическим компонентом – плутонием-239, воспроизводя его из изотопа урана-238, которого в природной урановой руде содержится более 99% (в настоящее время для производства энергии в тепловых реакторах используется уран-235, содержание которого в природе – около 0,7%). Внедрение таких технологий очень сильно повысит эффективность использования природного урана, при этом его доля в мировых запасах энергетических ресурсов составляет около 86% (уголь – 8%, нефть – 3%, газ – 3%).

Читать оригинал