«Росатом» ввел в опытно-промышленную эксплуатацию завод по производству ядерного топлива для инновационного реактора БРЕСТ-ОД-300

25.12.2024

Росатом выполнил первую ключевую веху в создании ядерной энергосистемы IV поколения.

В Северске Томской области состоялся ввод в опытно-промышленную эксплуатацию модуля по фабрикации/рефабрикации ядерного топлива (МФР) для инновационного реактора на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300. Это первый из трех объектов уникального в мировой атомной отрасли Опытно-демонстрационного энергокомплекса IV поколения (ОДЭК), который строится в рамках стратегического отраслевого проекта «Прорыв» на территории Сибирского химического комбината (АО «СХК», предприятие Топливного дивизиона «Росатома»).

На ультрасовременном и полностью автоматизированном производстве уже успешно изготовлены первые макетные топливные кассеты в дизайне активной зоны БРЕСТ-ОД-300 с топливными таблетками из нитрида обедненного урана. Все производственные участки нового завода прошли комплексное опробование.

Всего на МФР были созданы четыре технологических линии: карботермический синтез смешанных нитридов урана и плутония, изготовление топливных таблеток, производство тепловыделяющих элементов, а также сборка комплектных топливных кассет. Численность основного технологического персонала объекта составит 250 человек.

В настоящее время на производстве отрабатывается технология фабрикации тепловыделяющих сборок БРЕСТ-ОД-300 с топливной композицией на базе обедненного урана в соответствии с действующей лицензией Ростехнадзора от 29 марта 2024 года. После того, как регулятор одобрит обращение с плутонием, сибирские атомщики смогут приступить к производству целевого продукта МФР – смешанного плотного нитридного уран-плутониевого топлива (СНУП-топлива), которое позволит в полной мере использовать все преимущества российских топливных, реакторных и радиохимических технологий IV поколения. Для стартовой загрузки реактора предстоит изготовить более 200 тепловыделяющих сборок со СНУП-топливом.

Уникальная технология фабрикации нитридного уран-плуотниевого топлива была разработана в России учеными «Росатома». Тепловыделяющие сборки с экспериментальными твэлами на базе СНУП-топлива успешно прошли испытания в исследовательском реакторе БОР-60 в димитровградском НИИ атомных реакторов, а также в коммерческом «быстром» реакторе БН-600 на Белоярской АЭС. В результате были получены данные, необходимые для обоснования стартовой загрузки реактора БРЕСТ-ОД-300, в том числе достигнут требуемый на данном этапе уровень выгорания ядерного топлива.

Всего ОДЭК будет включать три взаимосвязанных объекта, не имеющих аналогов в мире: модуль по производству (фабрикации/рефабрикации) плотного нитридного уран-плутониевого ядерного топлива, энергоблок с инновационным реактором на быстрых нейтронах 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. Облученное топливо после переработки будет направляться на рефабрикацию (то есть, повторное изготовление свежего топлива). Таким образом, эта система станет практически автономной и независимой от внешних поставок энергоресурсов.

«На сегодняшний день «Росатом» дальше всех в мире продвинулся в развитии ядерных технологий IV поколения. Согласно классификации МАГАТЭ это предполагает более высокую эффективность использования уранового топливного сырья, повышенные стандарты безопасности эксплуатации ядерных установок, а также значительное сокращение объемов образования ядерных отходов. Всем этим принципам в полной мере соответствуют технологические решения, принятые на ОДЭК и по топливу из обедненного урана и плутония, и по реакторной установке БРЕСТ, основанной на принципах естественной безопасности, и по новейшим более эффективным технологиям радиохимии для переработки облученного топлива», - прокомментировал генеральный директор Госкорпорации «Росатом» Алексей Лихачев.

Для обеспечения фабрикации топлива на МФР на предприятиях Топливного дивизиона «Росатома» были созданы новые производственные мощности. В частности, производства различных комплектующих для стартовой загрузки, а также имитационной зоны БРЕСТ-ОД-300 освоены на Чепецком механическом заводе в Глазове (АО «ЧМЗ), Машиностроительном заводе в Электростали (АО «МСЗ») и на Новосибирском заводе химконцентратов (ПАО «НЗХК»).

Для справки:

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 СНУП-топлива. 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 течение 2024 года на стройплощадке энергоблока БРЕСТ-ОД-300 также проделана значительная работа: завершен первый этап монтажа корпуса реактора, на площадке турбинного острова уже начался монтаж оборудования.

Реакторы на быстрых нейтронах

В реакторах на тепловых нейтронах, составляющих основу современной атомной энергетики, используется около 1% урана, оставшиеся 99% направляются на временное хранение или утилизируются как радиоактивные отходы. 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).

Энергосистемы IV поколения:

Согласно классификации, принятой МАГАТЭ, IV поколение ядерных энергетических систем предполагает применение различных технологий, которые объединены общим результатом – более высокой эффективностью использования топлива, увеличенной безопасностью, энергоэффективностью, сокращением отработавшего ядерного топлива и т.п.

Ядерные энергетические системы IV поколения способны кардинально изменить атомную энергетику, прежде всего за счет нового уровня безопасности, расширения топливной номенклатуры и существенного сокращения радиоактивных отходов. Россия является одним из лидеров в разработке технологий IV поколения: на Белоярской АЭС начались предпроектные работы по сооружению энергоблока БН-1200М, а в Томской области впервые в мировой практике на одной площадке создаются АЭС с реактором БРЕСТ-ОД-300 и пристанционный замкнутый ядерный топливный цикл.