Новости

Ученые Топливного дивизиона «Росатома» разработали промышленный метод получения изотопа азот-15, который понадобится для производства следующего поколения нитридного уран-плутониевого ядерного топлива. В рамках научно-исследовательского проекта в Бочваровском институте в Москве был создан укрупненный лабораторный стенд для исследования разделения изотопов азота в двухфазных газожидкостных системах. Проведены работы по исследованию и оптимизации технологических режимов получения высокообогащенного изотопа азот-15, наработана первая партия продукции. 

Освоение технологии разделения изотопа в тоннажных количествах в перспективе позволит организовать в Топливном дивизионе «Росатома» промышленное производство изотопа азот-15, который представляет большую ценность для развития инновационных решений в ядерном топливном цикле. 

Изотоп азот-15 - перспективный компонент для высокоплотного уран-плутониевого нитридного топлива (СНУП-топлива). Такое топливо предполагается использовать в реакторах на быстрых нейтронах. По оценкам ученых «Росатома» изотопно-модифицированное СНУП-топливо, где вместо природного азота будет использован азот-15, будет обладать рядом преимуществ. Его внедрение в конечном итоге поможет снизить наработку радиоактивных изотопов в активной зоне реактора, а также повысить эффективность эксплуатации топлива. 

«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», - прокомментировал старший вице-президент по научно-технической деятельности АО «ТВЭЛ» Александр Угрюмов.

Первой установкой, рассчитанной на работу с полной загрузкой СНУП-топливом, является реактор четвертого поколения БРЕСТ-ОД-300, который строится на Сибирском химическом комбинате «Росатома» в Северске Томской области (АО «СХК», предприятие Топливного дивизиона «Росатома») в составе Опытно-демонстрационного энергокомплекса в рамках стратегического отраслевого проекта «Прорыв». В Генеральной схеме размещения объектов энергетики России также предусмотрено строительство еще семи серийных энергоблоков большой мощности с «быстрыми» реакторами до 2042 года. 

Для справки:
Изотоп азот-15 уникален тем, что практически не поглощает нейтроны, поэтому его использование позволит улучшить нейтронный баланс активной зоны реактора. Специалисты рассчитывают на радикальное снижение наработки в реакторе радиоактивного углерода-14, а также уменьшение так называемой топливной загрузки. Дело в том, что в изотопном составе природного азота преобладает азот-14, поэтому из-за поглощения нейтронов в загрузке активной зоны реактора требуется больше делящегося материала для поддержания цепной реакции. Поскольку азот-15 не поглощает нейтроны, то в процессе выгорания ядерного топлива концентрация нейтронов будет выше, а значит, самого топливного материала потребуется меньше.
 
Энергосистемы IV поколения – это поколение ядерных энергетических систем (согласно классификации, принятой МАГАТЭ), которое предполагает применение различных технологий, объединенных 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. 

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).

Стратегический отраслевой проект «Прорыв» госкорпорации «Росатом» нацелен на достижение нового качества ядерной энергетики, разработку, создание и промышленную реализацию замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ) на базе реакторов на быстрых нейтронах. Проект реализуется под управлением АО «Прорыв» ведущими российскими учеными и инженерами, при участии целого ряда отраслевых институтов.