Основные темы НИОКР
- увеличение глубины выгорания ядерного топлива;
- повышение эксплуатационного ресурса ТВС;
- повышение эксплуатационной надежности ядерного топлива, обоснование работоспособности ТВС в условиях повышенной мощности энергоблоков (для ВВЭР-1000 до 107% от Nном) при безусловном обеспечении безопасности;
- создание новых типов газовых центрифуг;
- оптимизация конструкции ТВС-КВАДРАТ (для PWR), новых видов топлива для исследовательских реакторов, плавучего энергоблока, новых активных зон для УАЛ.
Основные направления НИОКР по ядерному топливу:
- разработка и совершенствование ядерного топлива и активных зон энергетических реакторов российского образца (в первую очередь ВВЭР-1000/1200/1300);
- разработка ядерного топлива для реакторов западного образца (PWR);
- разработка ядерного топлива для атомных электростанций малой мощности, исследовательских реакторов и атомных ледоколов.
Результаты реализации проекта «Движение к нулевому отказу» в 2017 году:
- В соответствии с планом Госкорпорации «Росатом» на АЭС и заводах-изготовителях внедрены или находятся в стадии выполнения мероприятия, направленные на исключение случаев разгерметизации ТВС на АЭС.
- Для исключения разгерметизации твэлов по причине дебриз-повреждения разработана и экспериментально обоснована конструкция антидебризного фильтра (АДФ) 2-го поколения с более эффективными характеристиками. Внедрение опытной партии ТВС с использованием АДФ-2 запланировано на Ростовской АЭС в 2018 году.
- Низкий уровень разгерметизации отмечается на Ростовской АЭС, Запорожской АЭС, Ровенской АЭС, отдельных блоках Балаковской АЭС. Лидером по наименьшему количеству негерметичных ТВС в течение длительного срока является АЭС «Козлодуй». На АЭС «Козлодуй» за период с 2012 по 2017 годы выявлена всего одна негерметичная ТВС, что подтверждает высокое качество изготовления ядерного топлива и хорошую эксплуатацию этих блоков.
Результаты деятельности по совершенствованию характеристик и технологий производства ядерного топлива в 2017 году
Разработка и внедрение ядерного топлива и активных зон российских энергетических реакторов:
- Разработаны и утверждены технические проекты твэла, твэга и тепловыделяющей сборки ТВСА-Т.mod.2 для АЭС «Темелин». Проведены приемочные испытания топливных таблеток (урановых и уран-гадолиниевых), оболочек твэлов, хвостовиков. Указанные изделия поставлены на производство.
- Оформлены документы по переводу ТВСА-PLUS в промышленную эксплуатацию.
- Подготовлено и подписано дополнение к контракту на поставку ТВС-2М на АЭС «Тяньвань» (блоки 3-4) и инжиниринговые услуги.
- Разработано технико-экономическое исследование применения РК-3+ на АЭС «Дукованы».
- Для АЭС «Ханхикиви-1» разработаны технические проекты активной зоны АЭС-2006 с традиционным и регенерированным топливом.
- По проекту АЭС «Пакш-2» (блоки 5 и 6) заключен договор с АО ИК «АСЭ» на разработку обосновывающей документации по ядерному топливу.
- Подготовлен и подписан контракт на поставку свежего ядерного топлива и оказание услуг в части лицензирования топлива для АЭС «Аккую».
Разработка ядерного топлива для атомных станций малой мощности, исследовательских реакторов, атомных ледоколов:
- Проведены приемочные испытания экспериментальных двухтвэльных ТВС МР 0039.04.00.000 с НОУ-топливом для исследовательского реактора МАРИЯ в Польше.
- Выполнена отработка конструкции и технологии изготовления экспериментальных твэлов типа МИР с высокоплотным уран-молибденовым топливом.
- Проведены послереакторные исследования двух экспериментальных ТВС ИРТ-3М с уран-молибденовым топливом после облучения в исследовательском реакторе МИР до среднего выгорания 60%.
Планы работ по разработке и совершенствованию ядерного топлива на 2018 год
Внедрение усовершенствованного и нового ядерного топлива и активных зон АЭС с реакторами ВВЭР-1000/1200/1300 и ВВЭР-440:
- Разработка обоснований (запас до кризиса теплообмена, повторный залив при аварии с потерей теплоносителя) для эксплуатации активных зон ВВЭР-1000 с ТВС-2М с ПР на уровне мощности 107%.
- Реализация программы НИОКР по расчетно-экспериментальному обоснованию активных зон ВВЭР-1200 и ВВЭР-ТОИ (пределы безопасности, выход радиоактивных ГПД, маневренность и др.).
- Разработка конструкции ТВС-2006 с улучшенными термомеханическими характеристиками (в том числе без крепления твэлов в опорной решетке).
- Подготовка материалов по обоснованию проведения опытно-промышленной эксплуатации ТВС-4 на блоке № 3 Ростовской АЭС.
- Реализация «Программы экспериментальных и расчетно-теоретических исследований для обоснования длительного сухого хранения ТВС новых типов».
- Внедрение конструкции ТВСА-Т.mod.2 для АЭС «Темелин» в Чехии.
- Разработка документации по обоснованию расширения опытно-промышленной эксплуатации кассет третьего поколения и внедрение контроля по локальным параметрам на блоке № 4 Кольской АЭС.
- Расширение опытной эксплуатации кассет третьего поколения на энергоблоке № 4 Кольской АЭС с целью подтверждения представительности контроля активной зоны средствами СВРК.
- Разработка конструкции кассеты с твэлами с наружным диаметром 8,9 мм. Завершение разработки обосновывающих материалов в 2019 году.
- Разработка конструкции бесчехловой рабочей кассеты РК-3+ для АЭС «Дукованы».
Разработка ядерного топлива для реакторов западного образца (PWR):
- Проведение исследований ТВС-КВАДРАТ в рамках выполнения программы опытно-промышленной эксплуатации на АЭС «Рингхальс».
- Проведение послереакторных исследований твэлов в Studsvik Nuclear AB.
- Совместно с американскими компаниями разработка обосновывающих материалов в обеспечение опытно-промышленной эксплуатации топливных сборок ТВС-КВАДРАТ в США.
Диаграмма 18
В рамках проекта на Сибирском химическом комбинате (АО «СХК») создается опытно-демонстрационный энергокомплекс (ОДЭК). Основная задача ОДЭК – продемонстрировать устойчивую работу полного комплекса объектов, обеспечивающих замыкание топливного цикла с использованием быстрых реакторов естественной безопасности. Проект «Прорыв» является приоритетным в Госкорпорации «Росатом» в горизонте планирования 2035–2040 годы.
Замкнутый ядерный топливный цикл – новый комплексный продукт в сфере ядерных энерготехнологий, обладающий следующими уникальными свойствами:
- исключение тяжелых аварий;
- последовательное сокращение накопленного ОЯТ и переход к формированию РАО, радиационно и по токсичности эквивалентного соответствующим характеристикам уранового сырья (радиационно-эквивалентное захоронение РАО);
- отсутствие реальных ограничений по топливной базе;
- технологическая поддержка режима нераспространения;
- конкурентоспособность с другими крупномасштабными энерготехнологиями, в том числе неядерными.
ОДЭК включает в себя модуль фабрикации/рефабрикации (МФР), энергоблок с реакторной установкой БРЕСТ-ОД-300 и модуль переработки ОЯТ БРЕСТ-ОД-300, включая объекты обращения с высокоактивными отходами (ВАО) от МП, МФР и РУ БРЕСТ-ОД-300.
МФР предназначен для изготовления смешанного уран-плутониевого нитридного топлива для стартовой загрузки и перегрузок реактора БРЕСТ-ОД-300. Отработавшее смешанное нитридное уран-плутониевое топливо планируется направлять на модуль переработки ОЯТ (МП ОЯТ), где из него должно быть извлечено 99,9% ядерных материалов, которые будут использованы при изготовлении СНУП-топлива. Создание всех трех объектов МФР, БРЕСТ-ОД-300 и МП ОЯТ позволит отработать технологии и продемонстрировать замыкание ядерного топливного цикла, что не удавалось сделать ни в одной стране в мире.
На всем ОДЭК планируется создать около 1 000 рабочих мест. Для пуска МФР к 2020 году требуется принять и подготовить более 250 человек.
СХК был выбран в качестве площадки для размещения ОДЭК в связи с тем, что на комбинате исторически сосредоточены специалисты всех тех направлений, которые нужны для замыкания ядерного топливного цикла: не только для работы на реакторе, но и для производства топлива, переработки облученного ядерного топлива. Кроме того, Томск обладает уникальным научным потенциалом, востребованным на протяжении всего периода исследовательских работ на ОДЭК.
К концу 2017 года строительные работы по основным производственным зданиям МФР выполнены на 50%, изготовлено и поставлено на площадку строительства уникальное технологическое оборудование, не имеющее аналогов в мире, в том числе.:
- установка карботермического синтеза;
- установки прессования таблеток;
- высокотемпературная печь непрерывного действия для изготовления таблеток уран-плутониевого топлива.
В течение 2017 года проведена оптимизация проектной документации на энергоблок с реакторной установкой БРЕСТ-ОД-300. Запуск в эксплуатацию МФР ОДЭК в соответствии с федеральной целевой программой запланирован в 2020 году.
Основные результаты 2017 года:
- Завершено возведение стен и перекрытий основных производственных зданий, начата облицовка специальной сталью внутренних помещений завода.
- К площадке ОДЭК подведена теплотрасса, здания подключены к тепловому контуру.
- СХК получил нестандартное оборудование для 15 технологических участков МФР.
- Проведена работа по оптимизации проектных решений с целью снижения себестоимости сооружения реактора.
- Разработаны, изготовлены и установлены в РУ БН-600 (Белоярская АЭС) для реакторных испытаний три экспериментальные ТВС со СНУП-топливом для обоснования работоспособности топлива РУ БРЕСТ-ОД-300.
- С августа начат прием заявок от сотрудников СХК, изъявивших желание пройти обучение по новым специальностям для работы на объектах ОДЭК. Совместно со специалистами Северского технологического института (СТИ) НИЯУ МИФИ разработаны программы обучения для требуемых групп профессий. В первые две группы для прохождения переобучения приняты 36 человек.
На экспериментальных стендах АО «СХК» в течение 2017 года был проведен ряд НИОКР по отработке технологий переработки ОЯТ быстрых реакторов, которые позволили:
- обосновать выбор комбинированной технологии переработки отработавшего топлива для МП ОЯТ;
- впервые в России получить порошки смешанных уран-плутониевых оксидов с использованием метода СВЧ-денитрации;
- определить требования к аналитическому оборудованию будущего МП ОЯТ.
Общий объем инвестиций на сооружение объектов ОДЭК в 2017 году составил около 2,6 млрд руб.
Планы на 2018 год:
- монтаж технологического оборудования для изготовления СНУП-топлива;
- изготовление и поставка в БН-600 3-х ЭТВС со СНУП-топливом для обоснования работоспособности топлива РУ БН-1200;
- проведение НИОКР для отработки технологий переработки ОЯТ;
- проведение государственной экспертизы проектной документации на сооружение БРЕСТ-ОД-300;
- подготовка документальной базы для строительства реактора «БРЕСТ-ОД-300»;
- начало обучения сотрудников для работы на МФР, для этого будут задействованы ресурсы Национального исследовательского Томского политехнического университета и СТИ НИЯУ МИФИ.
Проект «МОКС-топливо»
Промышленное производство МОКС-топлива создано для топливообеспечения энергоблока № 4 Белоярской АЭС с реакторной установкой БН-800. В течение 2017 года АО «ТВЭЛ» совместно с ФГУП «ГХК» проводились работы по отработке технологии изготовления МОКС-топлива и обеспечению выхода производства на проектную производительность, постановке продукции на производство и изготовлению топлива в рамках действующих контрактов с АО «Концерн Росэнергоатом».
Ядерное топливо для быстрых реакторов
В 2017 году продолжено изготовление ТВС БН-600 с твэлами с оболочкой из стали ЭК164 для перевода активной зоны реактора БН-600. Применение перспективной аустенитной стали ЭК-164 позволит увеличить длительность топливной кампании и существенно повысить эффективность топливоиспользования энергоблока № 3 Белоярской АЭС с реактором БН-600.