Получены новые экспериментальные данные в рамках испытания СНУП-топлива для реакторов на быстрых нейтронах
В АО «ВНИИНМ» (входит в Топливную компанию Росатома «ТВЭЛ») продолжает работы по обоснованию смешанного нитридного уран-плутониевого (СНУП) топлива. Получены данные о результатах испытаний в реакторе БН-600 Белоярской АЭС экспериментальных тепловыделяющих сборок (ТВС) с полной загрузкой СНУП топливом. По итогам послереакторных исследований специалистами отмечена положительная динамика характеристик твэлов за счет прогресса в отработке технологии. В настоящее время основной акцент исследователей сосредоточен на результатах реакторных испытаний. Получены обширные данные не только для единичных твэлов или комбинированных тепловыделяющих сборок, но и для экспериментальных ТВС с полной загрузкой СНУП-топливом, содержащих прототипы твэлов реактора БН-1200 с оболочкой из стали ЭК164 (ЭТВС-4) и реактора БРЕСТ-ОД-300 с оболочкой из стали ЭП823 (ЭТВС-5). По оценкам экспертов, выполнивших весь комплекс послереакторных исследований, имеются тенденции к снижению величины коррозии твэльных оболочек. К примеру, в твэлах-прототипах реактора БРЕСТ-ОД-300 ранее наблюдавшееся явление подповерхностной коррозии не обнаружено. Специалисты связывают повышение коррозионной стойкости главным образом с тем, что при производстве топлива удалось снизить содержание кислорода в нитриде. Данные, полученные в этом году по результатам испытаний ЭТВС-4 и ЭТВС-5 со СНУП топливом, позволяют обосновать увеличение ресурса твэлов и улучшить экономические характеристики топливного цикла, создаваемого в рамках проектного направления «Прорыв». Для справки: Проект «Прорыв» направлен на создание новой технологической платформы атомной отрасли с замкнутым ядерным топливным циклом и решение проблем отработанного ядерного топлива и РАО. Новый конкурентоспособный продукт должен обеспечить лидерство российских технологий в мировой атомной энергетике. Одним из направлений проекта является строительство опытно-демонстрационного энергетического комплекса в составе реакторной установки «БРЕСТ-ОД-300» с пристанционным ядерным топливным циклом и комплекса по производству смешанного уран-плутониевого нитридного топлива для реакторов на быстрых нейтронах.
