В НИИАР начались реакторные испытания МОКС-топлива для ВВЭР

В Научно-исследовательском институте атомных реакторов (АО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград) начались испытания тепловыделяющих элементов типа ВВЭР с уран-плутониевым МОКС-топливом в исследовательском реакторе МИР. По итогам облучения и специальных экспериментов ученые Росатома намерены обосновать эффективность и безопасность эксплуатации МОКС-топлива в реакторных установках типа ВВЭР, составляющих основу атомной энергетики в России и широко эксплуатирующихся за рубежом на АЭС российского дизайна.

Это новый шаг российской атомной отрасли в замыкании ядерного топливного цикла. В настоящее время в России производится МОКС-топливо только для реакторов на быстрых нейтронах, на таком топливе работает самый мощный в мире «быстрый» реактор БН-800 в составе Белоярской АЭС. Для реакторных установок ВВЭР (легководные реакторы на тепловых нейтронах, западный аналог - PWR) учеными Росатома было разработано уран-плутониевое РЕМИКС-топливо, которое успешно прошло полный цикл эксплуатации в виде опытных твэлов ВВЭР-1000, а сейчас эксплуатируется в составе полноценных РЕМИКС-ТВС.

При этом содержание плутония в РЕМИКС-топливе – до 1,5%, оно имеет в основе смесь «невыгоревшего» регенерированного урана и образовавшегося в реакторе плутония. В свою очередь, МОКС-топливо – это смесь оксидов плутония, выделенного из отработавшего топлива, а также оксидов обедненного урана, который образуется как побочный продукт при производстве ядерного топлива на этапе обогащения урана. В МОКС-топливе для ВВЭР предполагается содержание плутония ориентировочно 5,5-7,5%. Это позволит обеспечить большую гибкость и эффективность использования регенерированных ядерных материалов в топливном цикле реакторов ВВЭР и оптимизировать затраты на фабрикацию уран-плутониевого топлива при переходе к его масштабному внедрению.

«Сегодня, как и десятки лет назад, ядерное топливо для ВВЭР – это обогащенный природный уран, в редких случаях – регенерированный уран. Однако уже в недалеком будущем, имея подтвержденные референции по уран-плутониевому топливу, мы сможем предложить весь диапазон возможностей для топливной композиции, в зависимости от требований со стороны реакторной установки и стратегии топливного цикла. Учитывая, что основа атомной энергетики – это именно легководные тепловые реакторы, мы сможем многократно расширить их ресурсную базу, перерабатывать облученное топливо вместо хранения, а также значительно сократить объемы образования ядерных отходов», — отметил старший вице-президент по научно-технической деятельности АО «ТВЭЛ» Александр Угрюмов

Для испытаний в реакторе МИР в кооперации между предприятиями Топливной компании Росатома «ТВЭЛ»: АО «ВНИИНМ», ПАО «НЗХК» и АО «СХК» — был изготовлен и прошел приемку 21 тепловыделяющий элемент (твэл) на базе таблеточного МОКС-топлива с содержанием энергетического плутония 5-12%. Экспериментальная топливная сборка, загруженная в петлевой канал исследовательского реактора, содержит 12 твэлов. Еще 9 «свежих» твэлов будут постепенно добавляться в кассету вместо облученных, часть которых на каждом этапе испытаний  будет извлекаться для послереакторных исследований (по мере достижения определенного уровня «выгорания» топлива).

«Для получения необходимых экспериментальных данных специалистам предприятия была проведена вся необходимая предварительная работа. В частности, разработаны методики испытаний и выполнены предварительные расчеты, подготовлена программа материаловедческих исследований, конструкторская документация. Инфраструктура предприятия позволяет проводить полный перечень как реакторных, так и послереакторных исследований. Понимая высокую востребованность подобной работы для наших партнеров, при поддержке Росатома мы системно работаем над реализацией проекта по модернизации реакторной базы и материаловедческого комплекса института», — сказал директор АО «ГНЦ НИИАР» Александр Тузов.

Российская стратегия развития атомной отрасли на десятилетия вперед — создание двухкомпонентной атомной энергетики с реакторами на тепловых и быстрых нейтронах, а также внедрение технологий замыкания ядерного топливного цикла, основанных на фабрикации свежего уран-плутониевого топлива из отработавшего топлива. При этом по мере более широкого распространения «быстрых» реакторов предполагается достигнуть баланса в «циркулировании» ядерных топливных материалов между установками, работающими на быстрых и тепловых нейтронах.