ИСПЫТАНИЯ ПЕРСПЕКТИВНОГО СМЕШАННОГО НИТРИДНОГО УРАН-ПЛУТОНИЕВОГО ТОПЛИВА РОССИЙСКОГО РЕАКТОРА НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ СО СВИНЦОВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ (БРЕСТ-ОД-300)

30 проектов к 30-летию НЯЦ РК!

Проект № 28. 2019–2022 гг. ИСПЫТАНИЯ ПЕРСПЕКТИВНОГО СМЕШАННОГО НИТРИДНОГО УРАН-ПЛУТОНИЕВОГО ТОПЛИВА РОССИЙСКОГО РЕАКТОРА НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ СО СВИНЦОВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ (БРЕСТ-ОД-300)

БРЕСТ – разрабатываемый в настоящее время в России проект линейки реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем, двухконтурной схемой отвода тепла к турбине и закритическими параметрами пара.

На данный момент разработчики сосредоточили свои усилия на реакторной установке БРЕСТ-ОД-300 («опытный демонстрационный»), на которой предстоит отработать большое количество новых конструктивных решений. Выбранная мощность 300 МВт (эл.) и 700 МВт (тепл.) является минимально необходимой для получения коэффициента воспроизводства топлива в активной зоне, равного единице.

Представители Росатома рассматривают БРЕСТ как составную часть проекта «Прорыв», консолидирующего проекты по разработке реакторов большой мощности на быстрых нейтронах, технологий замкнутого ядерного топливного цикла, а также новых видов топлива и материалов, ориентированных на достижение нового качества ядерной энергетики.

К особенностям реактора БРЕСТ следует отнести конструкцию твэлов. В качестве топлива используется мононитридная композиция уран-плутония (СНУП-топливо) и минорных актиноидов (изотопов нептуния (Np-237), америция (Am-241, Am-243) и кюрия (Cm-242, Cm-244, Cm-245).

Несмотря на положительные результаты аналитических оценок, выполняемых в доказательство надежности и безопасности реакторов на быстрых нейтронах с мононитридным топливом, разработчики проекта реализуют экспериментальную проверку декларируемых параметров работоспособности топлива, в том числе обоснование надежности и работоспособности СНУП-топлива в переходных и аварийных режимах эксплуатации реактора.

В 2016 году специалисты АО «НИКИЭТ» (разработчик проекта БРЕСТ, г. Москва) выбрали реактор ИГР для проведения испытаний топлива в предельных режимах как наиболее подходящий для этих целей, особенно с учетом уникального опыта проведения персоналом РГП НЯЦ РК подобных исследований в прошлом и в настоящее время.

• итоге, в рамках двух коммерческих контрактов с АО «НИКИЭТ» РГП НЯЦ РК выполнил обоснование возможности проведения экспериментов, включая расчетное обоснование безопасности с использованием выбранной АО «НИКИЭТ» конструкции облучательного устройства (ОУ) и схемы проведения экспериментов. При этом специалисты НЯЦ обеспечили разработку необходимого набора расчетных инструментов, которые были использованы не только в процессе выбора и обоснования режимов работы реактора ИГР при проведении испытаний, но и для расчетного анализа их результатов.

На испытания были поставлены 5 ОУ, в каждом из которых были размещены по три модельных твэла, содержащих СНУП-топливо, изготовленное АО «ВНИИНМ» (твэлы были установлены в ОУ в АО «НИИАР», Российская Федерация).

Основу топливной композиции СНУП-топлива составлял обедненный уран (содержание урана-235 – 0,2%) и плутоний со следующим изотопным составом: Pu-238/Pu-239/Pu-240/Pu241/Pu-242 = 0,03/95,58/4,25/0,12/0,02%.

Из трех твэлов, установленных в каждом ОУ, два твэла были оснащены средствами измерения параметров (температура оболочки твэла, температура топлива, давление в компенсационном объеме твэла). Один из твэлов – так называемый штатный – не имел средств измерения параметров, чтобы исключить влияние датчиков на работоспособность твэла.

Кроме параметров твэлов, в каждом ОУ измерялись:

– температура оболочки ампулы, в которой установлены твэлы;

– температура свинца (теплоносителя);

– давление в ампуле;

– нейтронный поток в ампуле.

Целевым параметром испытаний являлись пороговые значения среднерадиальной энтальпии топлива, при которой происходят необратимые изменения конструкции твэла (фрагментация топлива, разгерметизация оболочки твэла по различным механизмам ее разрушения, вплоть до ее плавления).

Испытания СНУП-топлива включали в себя методические и исследовательские пуски, которые были проведены в режимах «вспышка» и «импульс».

По результатам методических пусков (три эксперимента) были проверены расчетные модели и результаты расчетов, уточнены параметры настройки систем реактора ИГР при проведении исследовательских пусков. Кроме этого, были проверены средства измерения параметров, выполнена тарировка детекторов контроля гамма-излучения и маломасштабных детекторов нейтронного потока.

Исследовательские пуски были спланированы и проведены таким образом, чтобы реализовать в топливе энерговыделение в широком диапазоне значений – от номинального эксплуатационного уровня энерговыделения на постоянной мощности до предельных значений энерговыделения в условиях моделирования вспышек мощности, характерных для реактивностных аварий. При этом верхняя граница диапазона реализованных нагрузок на СНУП-топливо гарантировано перекрывала область безопасных значений энтальпии топлива, внутри которой повреждение твэлов отсутствует.

Испытания СНУП-топлива, выполненные на реакторе ИГР, дали разработчикам реактора БРЕСТ-ОД-300 уникальную информацию, которая будет использована для расширения доказательной базы обоснования безопасности эксплуатации реактора. Вместе с тем, очевидной является необходимость повышения статистической надежности экспериментальных результатов, в чем мнение специалистов РГП НЯЦ РК и АО «НИКИЭТ» абсолютно совпадает. В этой связи обе исследовательские группы единодушны во мнении, что эксперименты на реакторе ИГР необходимо продолжить, расширив их объем и сосредоточив внимание на глубоком изучении основных факторов, которые могут влиять на теплотехническую надежность СНУП-топлива.

После завершения испытаний все облучательные устройства были возвращены в Российскую Федерацию для проведения послереакторных исследований в АО «НИИАР» (г. Димитровград).