Ядерное топливо

АО «ВНИИНМ» занимается совершенствованием ядерного топлива для атомных станций с водо-водяными реакторами для увеличения длительности топливного цикла до 18 месяцев эксплуатации и повышения установленной проектной мощности АЭС. Также институт проводит работы по обоснованию использования топлива в маневренных режимах эксплуатации атомных электростанций.

АО «ВНИИНМ» разрабатывает твэлы с уран-плутониевым (РЕМИКС и МОКС) и твэги с уран-эрбиевым составом для эксплуатации в реакторах типа ВВЭР-600 и ВВЭР-1000. Использование уран-плутониевого топлива в реакторах ВВЭР позволит в перспективе перейти к замкнутому топливному циклу и обеспечить переход на 24-х месячный топливный цикл.

Институт является разработчиком расчетного программного обеспечения (кодов), необходимого для обоснования работоспособности и безопасности ядерного топлива. Коды позволяют смоделировать его поведение в разных режимах эксплуатации.

АО «ВНИИНМ» разработал конструкцию твэла с топливной таблеткой без центрального отверстия и утоненной оболочкой, а также выполнил расчетные обоснования разработанной конструкции для ТВС-Квадрат – ядерного топлива реакторов с  водой под давлением западного дизайна (PWR).

Проведенные исследования облученного в течение четырех топливных циклов топлива подтвердили безопасную работоспособность твэлов ТВС-Квадрат российского производства, а также позволили аттестовать расчетные коды.

АО «ВНИИНМ» в кооперации с отраслевыми предприятиями и рядом российских научных организаций обеспечивает научное и технологическое сопровождение работ по созданию топлива для высокотемпературного газоохлаждающего реактора (ВТГР).

ВТГР – это графитовый реактор с гелиевым охлаждением, который работает при температуре в 2-3 раза превышающей температуру обычных реакторов, но с более низкой плотностью мощности.

В рамках реализуемого Госкорпорацией «Росатом» проекта по созданию атомной энерготехнологической станции предполагается создать комплекс из четырех блоков тепловой мощностью 200 МВт каждый. Отводимое гелиевым теплоносителем тепло передается в химико-технологическую часть комплекса, где и происходит выработка водорода. Мощность  АЭТС составит порядка 440 тыс. тонн водорода в год, пуск запланирован на начало 2030-х годов.

АО «ВНИИНМ» занимается разработкой микросферического топлива и топливных компактов для ВТГР. Это перспективное полностью керамическое топливо, у которого ядерные материалы размещаются в микрочастицах (микротвэлах) диаметром около одного миллиметра, имеющих керамические покрытия и хорошо удерживающих как твердые, так и газообразные продукты деления в течение всего топливного цикла.

Разработанное в институте унифицированное микросферического топливо может использоваться в ВТГР как с активной зоной из графитовых гексагональных блоков, так и в засыпной зоне с шаровыми твэлами. Микросферическое топливо является одним из самых безопасных и надежных видов ядерного топлива, обеспечивающих внутреннюю самозащищенность реактора. При авариях с потерей теплоносителя продукты деления остаются внутри микротвэла при температурах до 1600 °C.

АО «ВНИИНМ» занимается разработкой топливных композиций и технологии обращения с радиоактивными отходами жидкосолевого реактора (ЖСР).

В 2019 году «Росатом» приступил к созданию первого в России исследовательского ЖСР для отработки технологии дожигания долгоживущих отходов ядерной энергетики — минорных актинидов. ЖСР обладает свойством естественной безопасности: температурный и пустотный коэффициенты в нем отрицательные, что исключает тяжелые аварии типа чернобыльской. Температура в активной зоне очень высокая, порядка 700 °C, но давление в контуре отсутствует, что повышает безопасность реактора.

В настоящий момент в институте созданы две уникальные установки для отработки различных операций  с топливом. Первая предназначена для изготовления топливных таблеток методом гидрофторирования различных актинидов в расплаве фторида лития. Вторая – для отработки технологии восстановительной экстракции в жидком висмуте. Эта технология будет использоваться модуле переработки отработавшего топлива исследовательского ЖСР, который будет перерабатывать топливную соль, выделяя из нее продукты деления, и позволяет удалять продукты коррозии.

АО «ВНИИНМ» разрабатывает ядерное топливо и конструкционные материалы для реакторов на быстрых нейтронах.

Институт совершенствует существующие виды топлива и конструкционных материалов активных зон для действующих и проектируемых реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем (БН-600, БН-800, БН-1200), а также с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем (БРЕСТ, СВБР).

В качестве топливной композиции для реакторов на быстрых нейтронах выступает смешанное уран-плутониевое топливо в оксидной (МОКС) и нитридной форме (СНУП), содержащее минорные актиноиды. Конструкционными материалами в данном случае служат нержавеющие ферритные и ферритно-мартенситные стали, в том числе, дисперсно упрочненные различными оксидами.

Использование МОКС и СНУП-топлива позволяет вовлекать в ядерный топливный цикл обедненный уран, постепенно ликвидируя его накопленные на складах запасы и дожигать долгоживущие минорные актиниды, извлеченные из радиоактивных отходов. Совершенствование технологии фабрикации данных видов топлива предполагает увеличение длительности топливной кампании до 24 месяцев, повышение эффективности и рентабельности фабрикационного производства, а также совершенствование радиохимического передела.

Помимо изготовления экспериментальных топливных сборок АО «ВНИИНМ» проводит их до- и послереакторные исследования, а также непосредственно руководит реакторными испытаниями.

АО «ВНИИНМ» разрабатывает ядерное топливо для реакторных установок атомных ледоколов, малых и плавучих АЭС.

На ПАО «МСЗ» налажено производство нового поколения тепловыделяющих элементов – керметное (керамико-металлического) топливо для ядерных реакторов различного типа. Этот тип топлива используется в том числе на ПАТЭС «Академик Ломоносов», а также планируется для атомных станций малой мощности (АСММ).

Ученые АО «ВНИИНМ» разработали керметное топливо для атомных ледоколов нового поколения «Урал» и «Лидер», исследовательского реактора ПИК, модернизированных АСММ, которые построят для энергоснабжения Баимского горно-обогатительного комбината на Чукотке и золоторудного месторождения Кючус в Якутии. В работе также технический проект твэла для малого реактора «Шельф-М».

Одним из направлений деятельности АО «ВНИИНМ» является разработка малоактивируемых конструкционных материалов (с быстрым спадом активности) для использования в быстрых реакторах третьего и четвертого поколений.

Малоактивируемые конструкционные материалы являются важным компонентом реализации технологии полного замкнутого ядерного цикла, так как существенно уменьшают влияние на окружающую среду за счет их повторного использования (рециклирования) после нейтронного облучения через время не более 100 лет.

АО «ВНИИНМ»  разрабатывает технологии производства композитных материалов на основе карбида кремния SiCf/SiC, которые по жаропрочности и коррозионной стойкости потенциально превосходят металлы. Такие композиты применяется в авиакосмической и автомобильной промышленности, электронике, изготовлении зеркал для телескопов, планируется применять их в термоядерных реакторах и оболочках твэлов тепловых реакторов в качестве альтернативы сплавам циркония.

Разработанные в АО «ВНИИНМ» ферритно-мартенситные стали марок ЭК181, ЧС139 являются перспективными материалами оболочек твэлов для эксплуатации в реакторах на быстрых нейтронах БН-800 и БН-1200. Эти стали обладают высокой радиационной стойкостью и уже прошли апробацию в реакторах БОР-60 и БН-600.

Жаропрочная ферритно-мартенситная хромистая сталь ЭП 823-Ш стала основным материалом активной зоны реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300. Также эта сталь подходит для использования в оболочках твэла со СНУП-топливом.

Сплав 42 ХНМ нашел применение в качестве материала оболочек твэлов атомных ледоколов и поглощающих стержней системы управления и защиты ВВЭР. В перспективе сплав могут утвердить для производства оболочек твэлов дисперсионного типа для атомных станций малой мощности и оболочек толерантного топлива для ВВЭР.

Под руководством АО «ВНИИНМ» ведется отработка технологии производства оболочечных труб и комплектующих деталей твэлов со смешанным нитридным уран-плутониевым топливом, изучается влияние хромовых покрытий на оболочки твэлов из циркониевых сплавов в рамках повышения безопасности эксплуатации толерантного ATF-топлива.