"Росатом" начал испытания топлива для реакторов АЭС будущего
Эти результаты необходимы для дальнейшего развития ядерной энергетики. Согласно информации, предоставленной пресс-службой научного подразделения атомной госкорпорации, испытания проводятся в Государственном научном центре – Физико-энергетическом институте им. А.И. Лейпунского (АО "ГНЦ РФ – ФЭИ", предприятие научного дивизиона "Росатома"). Эксперименты направлены на подтверждение нейтронно-физических характеристик активной зоны перспективного реактора с использованием спектрального регулирования ВВЭР-С.
Эксперименты на критическом стенде БФС-1, входящем в комплекс "быстрых" физических стендов (БФС), являются ключевым этапом исследований в области физики ядерных реакторов. Этот стенд представляет собой уникальную экспериментальную базу, предназначенную для изучения проблем безопасности ядерных реакторов и других аспектов. Атомщики сравнивают принцип создания детальных моделей реакторов на стендах БФС с работой над детским конструктором Lego, где из маленьких элементов собираются сложные композиции.По результатам исследований, ученые "Росатома" планируют обосновать нейтронно-физические характеристики и безопасность эксплуатации различных реакторных установок с ядерным смешанным оксидным уран-плутониевым МОКС-топливом типа ВВЭР. Эти установки, которые являются основой атомной энергетики в России и за рубежом, включая АЭС российского дизайна, будут подвергнуты тщательному анализу и оценке на стенде БФС-1. Важно отметить, что результаты этих исследований будут иметь долгосрочное значение для развития ядерной энергетики и обеспечения безопасности в этой области.Экспериментальная программа, которая в настоящее время проводится, представляет собой сложный процесс, состоящий из двух основных стадий. На первой, подготовительной стадии, используется традиционная методика моделирования с помощью "таблеточной" технологии. Вторая, основная стадия, включает в себя использование реальных тепловыделяющих элементов, известных как твэлы.Перед физическим запуском был завершен сборочный макет критической системы без использования ядерных материалов, который был представлен комиссии по ядерной безопасности для проверки готовности всех систем и персонала. Комиссия утвердила программу контрольного физического пуска и дала разрешение на его проведение. После получения разрешения, макеты постепенно заменялись настоящими твэлами с энергетическим плутонием, как сообщил начальник комплекса БФС Александр Жуков.Этот процесс демонстрирует строгое соблюдение всех необходимых протоколов и процедур в области ядерной безопасности, а также важность тщательной проверки перед любыми решающими шагами. Внедрение реальных тепловыделяющих элементов в экспериментальную программу открывает новые перспективы для изучения ядерной энергетики и повышения безопасности ядерных установок.Ядерное МОКС-топливо (mixed-oxide fuel) является продуктом, который производится из обедненного урана и плутония. Это топливо отличается от обычного обогащенного урана, так как в его производстве используются оксид плутония, полученного из энергетических реакторов, и оксид обедненного урана."Росатом" активно развивает технологии, необходимые для перехода к более конкурентоспособной двухкомпонентной энергетической системе на основе замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ). Это предполагает интеграцию эксплуатации традиционных реакторов ВВЭР, работающих на тепловых нейтронах, с реакторами на быстрых нейтронах.Использование МОКС-топлива в ядерной энергетике представляет собой важный шаг в развитии альтернативных источников энергии. Это позволяет эффективнее использовать ресурсы плутония и обедненного урана, снижая зависимость от традиционных источников топлива.В свете последних научных открытий предстоит значительное расширение возможностей в области ядерной энергетики. Ожидается, что произойдет увеличение производства ядерного "горючего" и значительное расширение топливной базы атомной энергетики. Это позволит сократить зависимость от добычи природного урана и уменьшить объемы радиоактивных отходов. Кроме того, новые технологии позволят эффективнее использовать отработавшее ядерное топливо. Предложено "выжигать" самые опасные радионуклиды в реакторах на быстрых нейтронах, что поможет снизить уровень радиоактивных отходов. Таким образом, открывается возможность решить две главные проблемы, стоящие перед современной атомной энергетикой: ограниченность запасов природного урана и рост объемов отработавшего ядерного топлива. Эти инновации в сфере ядерной энергетики представляют собой переломный момент в развитии отрасли и могут привести к более устойчивой и экологически безопасной энергетике для будущих поколений.Эксперты считают, что использование плутония, полученного из отработавшего ядерного топлива ВВЭР, в двухкомпонентной ядерной энергосистеме для производства топлива быстрых нейтронов может стать ключевым элементом энергетической стратегии. Кроме того, возможность использования плутония из ОЯТ "быстрых" реакторов для создания МОКС-топлива в установках ВВЭР открывает новые перспективы в области ядерной энергетики.Для успешной реализации данной концепции необходимо развитие технологий реакторов ВВЭР. Одним из важных шагов в этом направлении является создание реактора ВВЭР-С, способного регулировать спектр нейтронов в активной зоне. Это спектральное регулирование позволит оптимизировать работу реактора и повысить эффективность процесса производства энергии.Специалисты подчеркивают, что внедрение двухкомпонентной ядерной энергосистемы требует не только технических инноваций, но и стратегического планирования в области ядерной энергетики. Развитие новых технологий и создание современных реакторов являются важными шагами на пути к устойчивому и безопасному использованию ядерной энергии.Система спектрального регулирования в ядерной энергетике представляет собой инновационное решение с неоспоримыми преимуществами. Во-первых, использование данной системы позволяет значительно сократить расход урана при равной мощности реактора ВВЭР-С по сравнению с современными передовыми реакторами. Во-вторых, спектральное управление открывает возможность для полной загрузки реактора МОКС-топливом, что повышает его эффективность. Кроме того, данная технология позволяет оптимизировать конструкции реакторной установки и снизить стоимость производства энергоблока на ее основе.Интересно отметить, что пилотный энергоблок ВВЭР-С средней мощности планируется построить на территории России в рамках развития будущей Кольской атомной электростанции. Этот шаг станет важным этапом в развитии ядерной энергетики и даст возможность оценить практическую эффективность применения системы спектрального регулирования в реальных условиях эксплуатации.Источник и фото - ria.ru