НИИАР завершил перевооружение комплекса для производства ТВС из инновационного ядерного топлива

2 сентября первый заместитель генерального директора Госкорпорации «Росатом» А.М. Локшин утвердил акт приёмки объекта «Техническое перевооружение топливного комплекса для производства тепловыделяющих сборок ОАО «ГНЦ НИИАР».

Приемочная комиссия Госкорпорации «Росатом» установила, что пусковой комплекс выполнен в соответствии с проектом, отвечает санитарно-эпидемиологическим, экологическим, пожарным, строительным нормам и государственным стандартам.  

Завершена масштабная работа по модернизации технологического комплекса ОАО «ГНЦ НИИАР» для производства топлива, тепловыделяющих элементов (твэлов) и тепловыделяющих сборок (ТВС) с МОКС-топливом для реакторов БН-600 и БН-800. Работа проводилась по федеральной целевой программе «Ядерные энерготехнологии нового поколения». Стоимость объекта в текущих ценах – 1,709 млрд рублей.

Принятый объект обеспечит изготовление МОКС-топлива на основе технологии виброуплотнения производительностью 60 тепловыделяющих сборок в год.

• 
• Тепловыделяющая сборка реактора на быстрых нейтронах, БН (справа)

Сейчас в НИИАРе, используя новое оборудование, изготавливают МОКС-топливо для обеспечения стартовой загрузки реактора БН-800, строительство которого завершается на площадке Белоярской АЭС. Всего НИИАР должен поставить на эту станцию 162 ТВС с МОКС-топливом, в том числе – 96 ТВС, изготовленных по полному переделу с использованием разработанных в институте технологий пироэлектрохимической перекристаллизации и виброуплотнения, и 66 ТВС в кооперации с ПО «Маяк», где изготавливаются таблетки и твэлы. 05.09.2013 16:00  |   Пресс-служба ОАО «ГНЦ НИИАР»

Справка:

В качестве справки - новость от 15.06.2013

НИИАР стал единственным в мире институтом по созданию уран-плутониевого топлива для быстрых реакторов в промышленном масштабе

В Научно-исследовательском институте атомных реакторов в тестовом режиме запущен химико-технологический комплекс по изготовлению уран-плутониевого топлива для быстрых реакторов. В настоящее время в подразделении реализуется программа по изготовлению смешанного уран-плутониевого топлива для обеспечения стартовой загрузки реактора БН-800, который строится на площадке Белоярской станции. Для обеспечения этого производства на НИИАР проведено техническое перевооружение: старое оборудование заменено установками нового поколения в рамках федеральной целевой программы «Ядерные энерготехнологии нового поколения». Общая стоимость оборудования и строительно-монтажных работ составила около двух миллиардов рублей.

«Разработка данных технологий длилась около 30 лет. В дальнейшем мы будем использовать это оборудование для реализации заказов, – сообщил директор химико-технологического отделения НИИАР Владислав Кислый. – Фактически, мы единственные, кто выпускает уран-плутониевое топливо. Ближайшее подобное производство может быть создано в районе 2015 года на Горнохимическом комбинате в Красноярске».

 Преимущество многофункционального быстрого исследовательского реактор (МБИР) состоит в минимизации отходов, так как реакторы позволяют многократно возвращать топливо в цикл.  Всего в год планируется создавать около 1,5 тонн уран-плутониевого топлива.

«Быстрые реакторы позволяют извлечь из топлива, которое уже стояло в реакторе, возвратную часть, – пояснила руководитель пресс-службы ОАО «ГНИЦ НИИАР» Галина Павлова. – Эту часть можно использовать в дальнейшем. Кроме того, в своё время у нас и американцев было избыточное количество ядерного оружия. Плутоний, который входил в оружие, можно использовать для приготовления топлива для быстрых реакторов. Быстрые реакторы сжигают топливо, и остатки можно снова вернуть в цикл. И так много раз. Отходы есть, но в малом количестве; их хранят в глубоких подземных слоях. Задача всей атомной энергетики состоит в максимальном использовании топлива».

 http://www.atomic-energy.ru/news/2013/07/15/42783 

И что такое MOX-топливо:

В настоящее время в ядерной энергетике основным видом ядерного топлива является диоксид урана, в котором собственно делящийся элемент - это изотоп 235U, а в реакциях поглощения нейтронов другим изотопом 238U образуется плутоний 239Pu. Извлеченный из облученного ядерного топлива плутоний может быть использован для необходимого обогащения делящимся элементом ядерного топлива диоксида урана с недостаточным содержанием изотопа 235U. Такой подход позволяет снизить потребление урана, запасы которого неизбежно истощаются, а также решить проблему утилизации нарабатывающегося в энергетических реакторах плутония и ликвидации запасов оружейного плутония.

В связи с этим чрезвычайно актуально направление, связанное с использованием смешанного уран- плутониевого топлива на базе диоксидов UO2 и PuO2 (Mixed-Oxide), получившего название MOX - топлива, работы по которому ведутся в России и во многих странах мира. Для производства MOX-топлива может служить обедненный уран с перерабатывающих заводов или из отходов обогатительных производств, а также природный уран. Плутониевый компонент MOX-топлива выделяется из облученного топлива ядерных реакторов.

MOX-топливо может использоваться как в тепловых, так и в быстрых реакторах. При этом содержание плутония в топливе для тепловых реакторов составляет 4...5%, а для реакторов на быстрых нейтронах существующие технологии обеспечивают значения до 45%. Наиболее эффективно применение MOX-топлива в реакторах на быстрых нейтронах.

 http://zaliba.ru/mox_toplivo.htm