Научный комитет Национальной премии в области будущих технологий «ВЫЗОВ» присудил премию 2025 года в номинации «Инженерное решение» за создание технологии промышленного производства нитридного ядерного топлива Михаилу Владимировичу Скупову (АО «ВНИИНМ», ГК Росатом). Солауреатом премии стал Алексей Евгеньевич Глушенков (АО «ВНИИНМ», ГК Росатом).
Михаил Владимирович Скупов родился в 1972 году. С 1997 года по настоящее время работает в Высокотехнологическом научно-исследовательском институте неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара: здесь Михаил Владимирович прошел путь от лаборанта до заместителя генерального директора. В 2020 году им получена Благодарность Президента Российской Федерации за заслуги в развитии атомной отрасли и многолетнюю добросовестную работу.
Алексей Евгеньевич Глушенков родился в 1967 году. С 1992 года по настоящее время он работает в АО «ВНИИНМ» в следующих должностях: инженер-технолог, инженер-технолог 1 категории, начальник группы, заместитель начальника отдела, начальник отдела. Сейчас занимает должность главного эксперта Высокотехнологического научно-исследовательского института неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара. В 2020 году Глушенковым получена Благодарность Президента Российской Федерации за заслуги в развитии атомной отрасли и многолетнюю добросовестную работу.
Проблемы «медленных» нейтронов
У классической ядерной энергетики с реакторами на тепловых («медленных») нейтронах существует два главных недостатка.
Первой проблемой становится то, что в таких реакторах в качестве топлива используется уран-235, которого в природном уране – менее процента (0,7% по массе). Поэтому требуется обогащение урана перед его загрузкой в реактор, также встает вопрос исчерпаемости уранового сырья – при таком подходе урана для атомной энергетики хватит всего на десятки лет.
Вторая проблема заключается в отработавшем топливе. Если в реактор загружается только очень малорадиоактивную смесь изотопов урана, то после 12-18 месяцев работы в реакторе в той же самой таблетке отработавшего топлива накапливается огромное количество радиоактивных продуктов деления.
При этом в отработавшем топливе остается до 95-96% непрореагировавшего урана и 4-5% продуктов распада, которые не позволяют использовать это топливо дальше. Последние представляют собой очень сложную смесь изотопов, химических элементов и их форм – металлические частицы, оксиды, газообразные вещества и так далее.
И поскольку среди продуктов деления есть очень долгоживущие радионуклиды, то естественным образом радиоактивность отработавшего топлива снизится до уровня естественной радиоактивности урановой руды только за сотни тысяч лет. Пока человечество не достигло такого инженерного уровня, чтобы гарантировать безопасное хранение радиоактивных отходов на такой срок.
Замыкание цикла и работы лауреатов
Решением этой проблемы является замыкание ядерного топливного цикла. Первый этап в замыкании цикла – это первичная переработка отработавшего ядерного топлива: из него извлекается наработанный плутоний, который возвращается в смеси с ураном в ядерный цикл. Точнее, в цикл возвращается смесь оксидов урана и плутония как дополнительное топливо к основному. Такое топливо называется МОКС-топливо (от Mixed-Oxide fuel). Реакторы на тепловых нейтронах допускаю только двукратный возврат переработанного топлива в цикл: дальше не позволяют физические ограничения.
Более глубокое замыкание ядерного цикла должны осуществить реакторы на быстрых нейтронах, в активной зоне которых нет замедлителей нейтронов.
Реакторы на быстрых нейтронах позволяют вовлекать в топливный цикл уран-238, эффективно превращая его в плутоний. При определенной настройке режима реактора скорость конверсии в таком реакторе может превышать единицу, то есть топлива из урана-238 нарабатывается больше, чем тратится. В таких реакторах используется жидкий металлический теплоноситель: натрий или свинец. Также там возможно и «дожигание» долгоживущих изотопов минорных актинидов.
До недавнего времени промышленные реакторы на быстрых нейтронах существовали только в России: на Белоярской АЭС работают реакторы БН-600 и БН-800. Сейчас в рамках проекта «Прорыв» строится реактор БРЕСТ. Конкуренцию российским быстрым реакторам скоро могут составить китайские CFR-600.
Эффективное топливо для реактора на быстрых нейтронах должно соответствовать следующим требованиям:
• Высокая плотность делящихся ядер — для эффективного взаимодействия с быстрыми нейтронами без замедлителя.
• Высокая теплопроводность — для эффективного отвода тепла при высокой тепловой нагрузке.
• Химическая совместимость с теплоносителем (обычно жидкий натрий или свинец/свинец-висмут) и материалом оболочки тепловыделяющего элемента (сталь).
• Высокая температура плавления — для безопасности.
Вариантов химической формы, удовлетворяющих всем этим требованиям – три: металлическое, нитридное и карбидное топливо. Российские исследователи, оценив все возможные параметры, остановились на нитридах урана и плутония. Отсюда и аббревиатура: Смешанное Нитридное Уран-Плутониевое топливо.
Лауреаты сумели пройти весь цикл готовности технологий – от теоретических выкладок и демонстрации работающей лабораторной технологии (уровень готовности технологии 1-2) до серийного производства (уровень готовности технологии 9) за 15 лет.
Основу технологии изготовления СНУП-топлива составляет карботермический синтез нитридных порошков из смеси оксидов и реагента в виде углерода. Этот метод был выбран с учетом особенностей применяемого в России топливного цикла, основанного на оксалатном осаждении исходного плутония после переработки отработавшего ядерного топлива. Карботермический метод получения нитридов в этом случае является оптимальным.
Лауреатам удалось добиться высокой эффективности процесса, определяемого, прежде всего, твердофазной реакцией замещения, а также методом высокоинтенсивного вихревого электромагнитного смешивания и измельчения ультрадисперсных оксидных порошков с достижением предельного значения по равномерности распределения компонентов для обеспечения минимального расстояния между реагирующими элементами.
Под руководством Скупова и Глушенкова коллектив, включавший в себя представителей многих ведущих организаций отрасли, сумел сделать следующее:
• пройти стадии лабораторного и экспериментального производства, на основе чего на Сибирском химическом комбинате был создан пилотный участок для отработки технологии полноценного промышленного производства;
• изготовить и испытать более 1600 тепловыделяющих сборок со СНУП-топливом;
• провести дореакторные, реакторные и послереакторные исследования топлива;
• разработать исходные данные для промышленного производства СНУП-топлива;
• получить все необходимые экспериментальные результаты для обоснования проекта серийного ТВЭЛа со СНУП-топливом для реактора БРЕСТ проекта «Прорыв».
Совокупность всех работ позволила получить рекордные данные по ресурсу работы ТВЭЛа со СНУП-топливом (достигнута глубина выгорания 9% тяжёлых атомов).
Подписывайтесь на InScience.News в социальных сетях: ВКонтакте, Telegram, Одноклассники.
