Ученые Росатома создали технологию производства изотопа азот-15 для топлива АЭС будущего
Первой установкой, рассчитанной на работу с полной загрузкой СНУП-топливом, станет реактор четвертого поколения БРЕСТ-ОД-300, который строится на площадке Сибирского химического комбината в Северске Томской области в составе Опытно-демонстрационного энергокомплекса в рамках стратегического отраслевого проекта «Прорыв».
Источник: Новости науки. Иллюстрация подготовлена с помощью нейросети.
МОСКВА, 13 марта. /Новости науки/. Ученые Росатома разработали промышленный метод получения изотопа азот-15, который необходим для создания нитридного уран-плутониевого ядерного топлива для ядерной энергетики будущего, основанной на замкнутом ядерном топливном цикле и реакторах на быстрых нейтронах, сообщили в пресс-службе компании ТВЭЛ (входит в Росатом).
«Реакторы на быстрых нейтронах имеют стратегическое значение для энергетики будущего. Сегодня наши ученые системно выстраивают всеобъемлющую научно-техническую базу, которая позволит в дальнейшем построить новую технологическую платформу в атомной отрасли по всей цепочке ядерного топливного цикла. Наши исследования одновременно охватывают перспективные топливные и конструкционные материалы, технологий фабрикации уран-плутониевого топлива и решения по его переработке. Все эти разработки направлены на энергетическую и экологическую безопасность в парадигме устойчивого развития – максимально возможное расширение сырьевой базы АЭС при минимизации радиоактивных отходов и облученного топлива», - приводятся в сообщении слова старшего вице-президента по научно-технической деятельности АО «ТВЭЛ» Александра Угрюмова.
Как отметили в компании, в рамках научно-исследовательского проекта в Бочваровском институте в Москве был создан укрупненный лабораторный стенд для исследования разделения изотопов азота в двухфазных газожидкостных системах. Специалисты провели исследования и оптимизировали технологические режимы получения высокообогащенного азота-15, а также наработали первую партию продукции.
Как поясняют ученые, азот-15 является перспективным компонентом для высокоплотного уран-плутониевого нитридного топлива, или СНУП-топлива, которое планируется использовать в реакторах на быстрых нейтронах. По оценкам специалистов, изотопно-модифицированное СНУП-топливо, в котором вместо природного азота применяется азот-15, будет обладать рядом преимуществ.
В частности, использование этого изотопа позволит улучшить нейтронный баланс активной зоны реактора, поскольку азот-15 практически не поглощает нейтроны. Это, как ожидается, поможет снизить наработку радиоактивного углерода-14, а также уменьшить потребность в делящемся материале для поддержания цепной реакции. В результате концентрация нейтронов в процессе выгорания топлива будет выше, а эффективность эксплуатации топлива возрастет.
Первой установкой, рассчитанной на работу с полной загрузкой СНУП-топливом, станет реактор четвертого поколения БРЕСТ-ОД-300, который строится на площадке Сибирского химического комбината в Северске Томской области в составе Опытно-демонстрационного энергокомплекса в рамках стратегического отраслевого проекта «Прорыв».
Кроме того, в Генеральной схеме размещения объектов энергетики России предусмотрено строительство еще семи серийных энергоблоков большой мощности с быстрыми реакторами до 2042 года.
Как подчеркивают в «Росатоме», энергосистемы IV поколения должны обеспечить более эффективное использование топлива, более высокий уровень безопасности, сокращение объема отработавшего ядерного топлива и радиоактивных отходов. Россия остается одним из мировых лидеров в разработке таких технологий: помимо проекта БРЕСТ-ОД-300, на Белоярской АЭС ведутся предпроектные работы по сооружению энергоблока БН-1200М.
Стратегический проект «Прорыв» направлен на создание и промышленную реализацию замкнутого ядерного топливного цикла на базе реакторов на быстрых нейтронах. В рамках этого подхода быстрые реакторы смогут эффективно использовать вторичные продукты топливного цикла, в том числе плутоний, а также утилизировать высокоактивные трансурановые элементы с выработкой энергии.
«Реакторы на быстрых нейтронах имеют стратегическое значение для энергетики будущего. Сегодня наши ученые системно выстраивают всеобъемлющую научно-техническую базу, которая позволит в дальнейшем построить новую технологическую платформу в атомной отрасли по всей цепочке ядерного топливного цикла. Наши исследования одновременно охватывают перспективные топливные и конструкционные материалы, технологий фабрикации уран-плутониевого топлива и решения по его переработке. Все эти разработки направлены на энергетическую и экологическую безопасность в парадигме устойчивого развития – максимально возможное расширение сырьевой базы АЭС при минимизации радиоактивных отходов и облученного топлива», - приводятся в сообщении слова старшего вице-президента по научно-технической деятельности АО «ТВЭЛ» Александра Угрюмова.
Как отметили в компании, в рамках научно-исследовательского проекта в Бочваровском институте в Москве был создан укрупненный лабораторный стенд для исследования разделения изотопов азота в двухфазных газожидкостных системах. Специалисты провели исследования и оптимизировали технологические режимы получения высокообогащенного азота-15, а также наработали первую партию продукции.
Как поясняют ученые, азот-15 является перспективным компонентом для высокоплотного уран-плутониевого нитридного топлива, или СНУП-топлива, которое планируется использовать в реакторах на быстрых нейтронах. По оценкам специалистов, изотопно-модифицированное СНУП-топливо, в котором вместо природного азота применяется азот-15, будет обладать рядом преимуществ.
В частности, использование этого изотопа позволит улучшить нейтронный баланс активной зоны реактора, поскольку азот-15 практически не поглощает нейтроны. Это, как ожидается, поможет снизить наработку радиоактивного углерода-14, а также уменьшить потребность в делящемся материале для поддержания цепной реакции. В результате концентрация нейтронов в процессе выгорания топлива будет выше, а эффективность эксплуатации топлива возрастет.
Первой установкой, рассчитанной на работу с полной загрузкой СНУП-топливом, станет реактор четвертого поколения БРЕСТ-ОД-300, который строится на площадке Сибирского химического комбината в Северске Томской области в составе Опытно-демонстрационного энергокомплекса в рамках стратегического отраслевого проекта «Прорыв».
Кроме того, в Генеральной схеме размещения объектов энергетики России предусмотрено строительство еще семи серийных энергоблоков большой мощности с быстрыми реакторами до 2042 года.
Как подчеркивают в «Росатоме», энергосистемы IV поколения должны обеспечить более эффективное использование топлива, более высокий уровень безопасности, сокращение объема отработавшего ядерного топлива и радиоактивных отходов. Россия остается одним из мировых лидеров в разработке таких технологий: помимо проекта БРЕСТ-ОД-300, на Белоярской АЭС ведутся предпроектные работы по сооружению энергоблока БН-1200М.
Стратегический проект «Прорыв» направлен на создание и промышленную реализацию замкнутого ядерного топливного цикла на базе реакторов на быстрых нейтронах. В рамках этого подхода быстрые реакторы смогут эффективно использовать вторичные продукты топливного цикла, в том числе плутоний, а также утилизировать высокоактивные трансурановые элементы с выработкой энергии.
