В ходе международного форума АТОМЭКСПО-2024 в режиме
телемоста с городом Северск Томской области состоялся
тестовый запуск линии карботермического синтеза на модуле по
производству инновационного ядерного топлива для реактора
четвертого поколения БРЕСТ-ОД-300.
В мероприятии приняли участие: генеральный директор
Госкорпорации «Росатом» Алексей Лихачев, генеральный
директор МАГАТЭ Рафаэль Гросси, генеральный директор
Всемирной ядерной ассоциации Сама Бильбао-и-Леон.
Участниками телемоста со стороны Северска стали научный
руководитель проектного направления «Прорыв» Госкорпорации «Росатом»
Евгений Адамов, а также Сергей Котов - генеральный директор
Сибирского химического комбината (АО «СХК», предприятие
Топливного дивизиона Росатома), на площадке которого
реализуется строительство уникального
Опытно-демонстрационного энергетического комплекса (ОДЭК) в
рамках стратегического проекта «Прорыв».
ОДЭК - это кластер ядерных технологий будущего,
который включает три взаимосвязанных объекта, не имеющих
аналогов в мире: модуль по производству (фабрикации/рефабрикации)
уран-плутониевого ядерного топлива, энергоблок с
инновационным реактором на быстрых нейтронах IV поколения
БРЕСТ-ОД-300, а также модуль по переработке облученного
топлива. Таким образом, впервые в мировой практике на одной
площадке будут построены АЭС с «быстрым» реактором и
пристанционный замкнутый ядерный топливный цикл.
Модуль фабрикации/рефабрикации топлива – первый из объектов ОДЭК, который будет введен в эксплуатацию, все необходимые
работы планируется завершить до конца 2024 года. Первым из
технологических переделов уникального производства стала
линия карботермического синтеза, которая будет
использоваться в процессе производства топливных таблеток:
от участка дозирования, смешения и грануляции порошка до
спекания таблеток в печи карботермического синтеза.
«Стратегическая линия Росатома – это переход к
двухкомпонентной атомной энергетике с широким внедрением
технологий «быстрых» реакторов и замкнутого ядерного
топливного цикла. Однако достижение стратегических целей
означает колоссальную работу «на земле» для решения сотен
научно-технологических и производственных задач. Помимо
передовых технологий реакторов IV поколения, проект «Прорыв»
вытягивает колоссальный пласт технологий будущего в
производстве и переработке ядерного топлива, а это
сложнейшее наукоемкое химическое машиностроение. Будущий
запуск модуля по производству СНУП-топлива – это первая веха
проекта «Прорыв», к которой мы уверенно движемся. На этом
объекте уникально всё – и сами технологии, и каждая единица
оборудования, и его компоновка, каждый производственный
участок – это решение технологической задачи, за которую еще
никто в мире не брался», -
прокомментировал
генеральный директор Госкорпорации «Росатом» Алексей Лихачев.
«На международном уровне общепризнана роль атомной
генерации как мощного и источника «зеленой» энергии, без
которого невозможно качественное обеспечение растущих
потребностей человечества в энергоснабжении. Несмотря на
безопасность существующих технологий ядерной энергетики,
необходимо и далее системно повышать безопасность технологий
атомной отрасли на всем жизненном цикле, применять не
промежуточные, а окончательные решения по обращению с
отработавшим топливом, полностью использовать энергетический
потенциал уранового сырья, укреплять режим
нераспространения. Это можно сделать только в рамках
энергетических систем четвертого поколения на базе реакторов
на быстрых нейтронах. Быстрые реакторы нуждаются в новом
плотном оптимальном топливе. Мы не просто выбрали в качестве
такого топлива нитрид смеси урана и плутония, но и
обосновали его работоспособность до уровня, который привычен
нам сегодня на АЭС, где мы используем диоксид урана», -
заявил научный руководитель проектного направления
«Прорыв» Госкорпорации «Росатом»
Евгений Адамов.
Реактор IV поколения на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300
станет первой в мире реакторной установкой со свинцовым
теплоносителем, в его архитектуре заложены принципы так
называемой естественной безопасности. Эффективность реактора
будет также обеспечена за счет использования инновационного
смешанного плотного нитридного уран-плутониевого ядерного
топлива (т.н. СНУП-топливо). Оно полностью состоит из
«вторичных» продуктов ядерного топливного цикла –
обедненного урана и плутония. Таким образом, его
производство и внедрение позволит многократно расширить
ресурсную базу атомной энергетики, перерабатывать облученные
ТВС для производства свежего топлива вместо хранения, а
также радикально сократить образование ядерных отходов и их
активность.
В отличие от классического ядерного топлива на базе
обогащенного диоксида урана, СНУП-топливо нельзя производить
с помощью стандартной технологии и оборудования. Помимо
нестандартных материалов топливной композиции, ключевым
фактором также является использование радиоактивного
плутония, извлеченного из отработавшего ядерного топлива.
Чтобы не допустить высокой дозовой нагрузки на персонал,
производство уран-плутониевого топлива должно быть
максимально автоматизированным, фактически безлюдным. Для
производства СНУП-топлива на Опытно-демонстрационном
энергетическом комплексе будут задействованы четыре
технологических линии: линия карботермического синтеза
смешанных нитридов урана и плутония, линия изготовления
таблеток СНУП-топлива (таким образом, производство таблеток
будет реализовано в два этапа), линия сборки тепловыделяющих
элементов (твэлов), а также линия производства комплектных
топливных кассет. В настоящее время на производственных
линиях ведется пуско-наладка смонтированного оборудования.
Для справки:
В рамках замкнутого ядерного топливного цикла,
реализованного на ОДЭК, облученное топливо, отработавшее в
реакторе БРЕСТ-ОД-300, после переработки будет направляться
на рефабрикацию (то есть, повторное изготовление свежего
топлива) – таким образом эта система постепенно станет
практически автономной и независимой от внешних поставок
энергоресурсов.
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%).
