Специалисты Высокотехнологического научно-исследовательского института неорганических материалов имени академика А. А. Бочвара (АО "ВНИИНМ") создали укрупненный лабораторный стенд для исследования разделения изотопов азота в двухфазных газожидкостных системах. Освоение технологии разделения изотопа в тоннажных количествах позволит организовать в топливном дивизионе Росатома промышленное производство изотопа азот-15, который представляет большую ценность для развития инновационных решений в ядерном топливном цикле.
Изотоп азот-15 - перспективный компонент для высокоплотного уран-плутониевого нитридного топлива (СНУП-топлива). Такое топливо предполагается использовать в реакторах на быстрых нейтронах и прежде всего - в инновационной реакторной установке четвертого поколения БРЕСТ-ОД-300, которая строится на Сибирском химическом комбинате Росатома в Северске Томской области в рамках проекта "Прорыв". По оценкам ученых Росатома, СНУП-топливо, где вместо природного азота будет использован азот-15, будет обладать преимуществами. Его внедрение в конечном итоге поможет снизить наработку радиоактивных изотопов в активной зоне реактора, а также повысить эффективность эксплуатации топлива, подчеркивается в сообщении пресс-службы.
Проект "Прорыв" нацелен на достижение нового качества ядерной энергетики, разработку, создание и промышленную реализацию замкнутого ядерного топливного цикла на базе реакторов на быстрых нейтронах, развивающих крупномасштабную ядерную энергетику. Преимущество реакторов на быстрых нейтронах - способность эффективно использовать для производства энергии вторичные продукты топливного цикла (в частности, плутоний). При этом обладая высоким коэффициентом воспроизводства, "быстрые" реакторы могут производить больше потенциального топлива, чем потребляют, а также "дожигать" (то есть утилизировать с выработкой энергии) высокоактивные трансурановые элементы (актиниды). Реактор БРЕСТ-ОД-300 будет обеспечивать сам себя основным энергетическим компонентом - плутонием-239, воспроизводя его из изотопа урана-238, которого в природной урановой руде содержится более 99% (в настоящее время для производства энергии в тепловых реакторах используется уран-235, содержание которого в природе - около 0,7%). Внедрение таких технологий очень сильно повысит эффективность использования природного урана, при этом его доля в мировых запасах энергетических ресурсов составляет около 86% (уголь - 8%, нефть - 3%, газ - 3%).
Источник: ТАСС
Во ВНИИНМ состоялся научный семинар, посвященный малоактивируемым конструкционным материалам для термоядерных и ядерных реакторов. С основным докладом выступил главный научный сотрудник института, д.ф.-м.н., профессор Вячеслав Михайлович Чернов.
Малоактивируемые конструкционные материалы (МАКМ) — ключевой элемент безопасной и устойчивой ядерной энергетики будущего для всех типов реакторов деления (быстрых, тепловых) и термоядерного синтеза. Они минимизируют наведенную радиоактивность, уменьшают паразитное поглощение нейтронов, увеличивают экономическую эффективность реакторов, уменьшают затраты природных ресурсов, обеспечивают технологическое усиление принципа нераспространения, снижают радиационную нагрузку на оборудование и персонал, упрощают утилизацию элементов конструкций, минимизируют количество рао и объемов работ, связанных с долгосрочным обращением с РАО, исключают необходимость их глубинного захоронения после облучения и могут повторно использованы за время менее 100 лет после облучения.
