Таблетки четвертого поколения

Производство топлива для БРЕСТа выходит на проектные параметры. Модулю фабрикации-рефабрикации (МФР) смешанного нитридного уранплутониевого (СНУП) топлива предстоит обеспечить первую загрузку инновационного реактора, пуск которого намечен на 2028 год.

Реактор на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300 сооружают в Северске в составе опытно-демонстрационного энергокомплекса поколения IV (проект «Прорыв»). Параллельно идет разработка топлива для БРЕСТа. С 2014 года ученые и инженеры «Росатома» выполняют опытно-промышленную эксплуатацию СНУП-топлива в реакторе БН-600 на Белоярской АЭС и послереакторные исследования облученных твэлов.

В сентябре 2025 года топливный дивизион «Росатома» впервые изготовил тепловыделяющую сборку на основе СНУП-топлива с жидкометаллическим подслоем. Под стальную оболочку поместили металлический натрий, который обволакивает топливные таблетки из уранплутониевой композиции.

Проведенные российскими учеными исследования и расчеты показали, что использование жидкометаллического подслоя позволит улучшить характеристики твэлов с нитридным топливом для реакторов поколения IV на быстрых нейтронах. Ожидается, что температура такого топлива будет ниже при сохранении параметров теплоносителя, а уранплутониевая таблетка — меньше распухать и давить на оболочку твэла, провоцируя возможную разгерметизацию. Это позволит повысить и экономическую эффективность, и эксплуатационную надежность топлива.

Топливо будущего

СНУП (смешанное нитридное уранплутониевое) — уникальная разработка ТВЭЛ. В топливной композиции — смесь мононитридов (а не оксидов, как обычно) урана и плутония. Разрабатывается для быстрых реакторов с натриевым и свинцовым теплоносителями.

Сборка изготовлена на Сибирском химическом комбинате в Северске. После получения лицензии Ростехнадзора инновационное топливо пройдет опытно-промышленную эксплуатацию в реакторе БН-600 на Белоярской АЭС в Свердловской области.

«Первое поколение СНУП-топлива для стартовой загрузки БРЕСТ-ОД-300 было обосновано с выгоранием на уровне 6% тяжелых атомов. Наша цель — поэтапно увеличить глубину выгорания до среднего значения 12%, — говорит заместитель гендиректора Института Бочвара Михаил Скупов. — Чтобы испытать СНУП-топливо до максимальных предельных параметров в реакторе БН-600, наши ученые уже применили ряд нестандартных инновационных решений — например, специальные выемные контейнеры в облучательных сборках. С новой сборкой мы рассчитываем достичь проектных целевых показателей топлива для быстрых реакторов будущего. Но чем выше выгорание, тем труднее обосновать возможность испытаний инновационного топлива в действующем энергетическом реакторе БН-600. Мы ведем непростую работу, чтобы обеспечить лицензирование испытаний, и готовимся распространить программу экспериментов на БН-800. Он ориентирован на регенерированное топливо с повышенной активностью. Этот реактор также наилучшим образом подходит для испытаний топлива с минорными актинидами. Экспериментальные сборки с нитридным топливом, содержащим америций и нептуний, уже изготовлены на Сибирском химкомбинате».

С вовлечением в топливный цикл собственных миноров, то есть наработанных в конкретном быстром реакторе, проблем быть не должно, поясняет ученый. А вот с вовлечением сторонних, из облученного топлива тепловых реакторов, могут возникнуть трудности. Америций в нитридной форме — ​летучий компонент, у него высокая упругость пара при температурах, свойственных для производства топлива. Приходится искать способы удержать америций в таблетках при их изготовлении, чтобы избежать испарения и осаждения на технологических установках. Именно с этой целью создана технология высоковольтного электроимпульсного компактирования (​ВЭИК). Технология основана на электропроводимости нитридов, это эффективный и быстрый метод формирования топливной таблетки. Потенциально он даст возможность совместить спекание и прессование в одном аппарате, избежать сложного передела длительной высокотемпературной обработки в печи. В результате — ​компактизация производства, экономия ресурсов, снижение эксплуатационных расходов. Процесс дорабатывается и уже в ближайшей перспективе может быть внедрен в штатную технологию производства нитрида. Опытный образец ВЭИК готов и скоро будет установлен на Сибирском химкомбинате.

«Работа наших ученых по развитию технологий нитридного СНУП-топлива имеет стратегическое значение для атомной энергетики будущего. Изначально оно создавалось для реакторов со свинцовым теплоносителем — БРЕСТ-ОД-300. Но потенциально оно может использоваться и в быстрых натриевых реакторах БН-1200М, где также предусмотрен вариант с нитридной активной зоной», — отмечает старший вице-президент ТВЭЛ по научно-технической деятельности Александр Угрюмов.

Преимущества

• Высокая плотность обеспечивает высокие топливоемкость и коэффициент воспроизводства топлива, позволяет делать реакторы более компактными.
• Высокая теплопроводность обеспечивает надежность и температурную стойкость топлива — можно эксплуатировать при температуре до 700 °C.
• Для производства можно использовать уран‑238, которого в природе гораздо больше, чем урана‑235.
• Выход агрессивных продуктов деления (цезий, йод, селен, теллур и др.) из таблеток нитрида значительно меньше, чем из оксидного топлива,  — ​меньше коррозия оболочек твэлов.
• Совместимость с жидкометаллическим теплоносителем.
• В процессе эксплуатации реактора изотопный состав топлива выравнивается, что упрощает рефабрикацию топлива.

Трудности разработки

• Порошки нитридного топлива чувствительны к окислению — ​все оборудование для их изготовления должно размещаться в боксах с инертной атмосферой.
• Технология изготовления таблеток двухстадийная. Исходный материал — ​оксиды делящихся материалов — ​нужно сначала перевести в нитриды, а потом из нитридов изготовить таблетки. Технологическая цепочка в два раза длиннее, чем для оксидного топлива.
• Высокая радиоактивность исходных материалов требует полной автоматизации производства.