«Росатом» отработает производство изотопа для ядерного «топлива будущего»
Логотип государственной корпорации по атомной энергии «Росатом». Архивное фото
Ученые госкорпорации «Росатом» разработали оборудование для создания технологии производства ценного изотопа азот-15, применение которого позволит повысить эффективность ядерного топлива реакторов на быстрых нейтронах, необходимых для развития атомной энергетики, сообщила пресс-служба компании ТВЭЛ (топливный дивизион «Росатома»).
Специалисты создали укрупненный лабораторный стенд для исследования разделения изотопов азота в двухфазных газожидкостных системах. «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», — поясняется в сообщении.
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.
Изотоп азот-15 — перспективный компонент для высокоплотного смешанного нитридного уран-плутониевого 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», такое топливо, где вместо природного азота будет использован азот-15, будет обладать рядом преимуществ. Изотоп азот-15 уникален тем, что практически не поглощает нейтроны, поэтому его использование позволит улучшить нейтронный баланс активной зоны реактора. Специалисты рассчитывают и на радикальное снижение наработки в реакторе радиоактивного углерода-14, а также на 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. Таким образом, внедрение азота-15 в конечном итоге поможет снизить наработку радиоактивных изотопов в активной зоне реактора, а также повысить эффективность эксплуатации ядерного топлива.
Проект «Прорыв» направлен на создание новой технологической платформы атомной отрасли с замкнутым ядерным топливным циклом (ЗЯТЦ) и решение проблем отработавшего ядерного топлива и радиоактивных отходов. Новый конкурентоспособный продукт должен обеспечить лидерство передовых российских технологий в мировой атомной энергетике.
Опытно-демонстрационный энергокомплекс, строящийся на площадке СХК, воплощает в себе новое качество атомной генерации будущего — беспрецедентно безопасной, без аварий наподобие чернобыльской и фукусимской, экологичной, ресурсосберегающей и конкурентоспособной. Схема комплекса позволяет полностью замкнуть ядерный топливный цикл в промышленном масштабе. Основой комплекса станет энергоблок мощностью 300 МВт с реакторной установкой на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300.
Благодаря ЗЯТЦ расширяется воспроизводство ядерного «горючего», плутония, и существенно увеличивается топливная база атомной энергетики, исключающая необходимость добычи природного урана в больших объемах. Также появится возможность сокращать количество и биологическую опасность радиоактивных отходов, остающихся после переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ): самые опасные радионуклиды (так называемые минорные актиниды) планируется «выжигать» в реакторах на быстрых нейтронах. Так можно будет, как образно говорят атомщики, «вынуть две ключевые занозы» нынешней атомной энергетики, связанные с ограниченностью запасов природного урана и отложенной проблемой ОЯТ.