Ученые "Росатома" на уникальном исследовательском комплексе начали испытания ядерного топлива, результаты которых понадобятся для создания перспективных реакторов АЭС, необходимых для развития атомной энергетики, сообщила пресс-служба научного дивизиона атомной госкорпорации.

"В Государственном научном центре – Физико-энергетическом институте им. А.И. Лейпунского (АО "ГНЦ РФ – ФЭИ", предприятие научного дивизиона "Росатома") начались испытания для обоснования нейтронно-физических характеристик активной зоны перспективного реактора со спектральным регулированием ВВЭР-С", - говорится в сообщении.

Испытания проходят на так называемом критическом стенде БФС-1, входящем в комплекс "быстрых" физических стендов (БФС), представляющий собой уникальную экспериментальную базу для исследования физики ядерных реакторов, решения проблем их безопасности и другого. Как говорят атомщики, принцип создания на стендах БФС детальных моделей реакторов напоминает работу с детским конструктором Lego - из небольших элементов собираются большие композиции.

По итогам исследований ученые "Росатома" намерены обосновать нейтронно-физические характеристики и безопасность эксплуатации в различных режимах реакторных установок с ядерным смешанным оксидным уран-плутониевым МОКС-топливом типа ВВЭР (включая будущие перспективные установки), составляющих основу атомной энергетики в России и широко эксплуатируемых за рубежом, на АЭС российского дизайна, отмечается в сообщении.

Нынешняя экспериментальная программа состоит из двух стадий. Первая, подготовительная стадия, основана на традиционной "таблеточной" технологии моделирования, а вторая, основная стадия, заключается в применении реальных тепловыделяющих элементов (твэлов).

"В преддверии физического пуска был полностью сформирован макет критической сборки без ядерных материалов внутри и представлен комиссии по ядерной безопасности, которая провела проверку готовности всех систем критического стенда и персонала, программы контрольного физического пуска, и разрешила проведение контрольного физического пуска. После получения разрешения макеты порционно заменялись на настоящие твэлы с энергетическим плутонием", – рассказал начальник комплекса БФС Александр Жуков.

Ядерное МОКС-топливо (от англ. mixed-oxide fuel) изготавливается с использованием обедненного урана и плутония. В отличие от традиционного для атомной энергетики обогащенного урана, сырьём для производства таблеток МОКС-топлива выступают оксид плутония, наработанного в энергетических реакторах, и оксид обедненного урана.

"Росатом" осваивает технологии, необходимые для перехода к конкурентоспособной двухкомпонентной энергетической системе на основе замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ). Речь о том, чтобы "сопрячь" эксплуатацию традиционных сейчас реакторов ВВЭР на так называемых тепловых нейтронах вместе с реакторами на быстрых нейтронах.

Тем самым, как ожидается, расширится воспроизводство ядерного "горючего" и существенно увеличится топливная база атомной энергетики, не требующая при этом больших объемов добычи природного урана. Также появится возможность сокращать объемы радиоактивных отходов, остающихся после переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), - самые опасные радионуклиды предложено "выжигать" в реакторах на быстрых нейтронах. Таким образом, можно будет решать две ключевые проблемы нынешней атомной энергетики, связанные с ограниченностью запасов природного урана и ростом объемов ОЯТ.

Логика двухкомпонентной ядерной энергосистемы основана на использовании плутония, выделяемого из отработавшего ядерного топлива реакторов ВВЭР, для изготовления топлива реакторов на быстрых нейтронах и возможности применения плутония из ОЯТ "быстрых" реакторов для изготовления МОКС-топлива установок ВВЭР. По мнению специалистов, реализация такой схемы потребует развития технологий реакторов ВВЭР путем создания реактора ВВЭР-С, конструкция которого благодаря ряду технических решений позволяет регулировать спектр нейтронов - их распределение по энергии в активной зоне реактора (это и есть спектральное регулирование).

Применение системы спектрального регулирования имеет целый ряд преимуществ. Во-первых, при равной мощности реактор ВВЭР-С, по расчетам, будет потреблять значительно меньше урана, чем современные передовые реакторы ВВЭР. Во-вторых, спектральное управление позволяет эксплуатировать реактор, полностью загруженный МОКС-топливом. Кроме того, возможно оптимизировать все конструкции реакторной установки, сделав дешевле энергоблок на ее основе.