Что такое СНУП-топливо и для чего оно нужно?

СНУП – это аббревиатура от «Смешанное Нитридное Уран-Плутониевое» (топливо). Оно представляет собой смесь нитридов урана и плутония и предназначено для использования в реакторах на быстрых нейтронах.

В отличие от традиционного ядерного топлива, представляющего собой таблетки обогащенного оксида урана и использующегося в реакторах на тепловых нейтронах, СНУП-топливо обладает следующими характеристиками:

Высокая плотность делящихся ядер – для эффективного взаимодействия с быстрыми нейтронами без замедлителя.

Высокая теплопроводность – для эффективного отвода тепла при высокой тепловой нагрузке.

Химическая совместимость с теплоносителем (обычно жидкий натрий или свинец/свинец-висмут) и материалом оболочки тепловыделяющего элемента (сталь).

Высокая температура плавления – для безопасности.

Какие преимущества дает использование СНУП-топлива и реактора на быстрых нейтронах?

Реакторы на быстрых нейтронах позволяют полностью замкнуть ядерный топливный цикл. Это означает, что в процессе топливного цикла не только происходит расходование топлива в виде урана-235 и плутония, но и получение плутония из урана-238, что дает возможность использовать этот изотоп (которого в природном уране – 99,3% по массе) как ядерное топливо. А это, в свою очередь, на несколько порядков увеличивает запасы ядерного топлива на планете – с десятков до тысяч лет.

Кроме этого, в СНУП-топливо можно подмешивать для «дожигания» в реакторе на быстрых нейтронах выделенные из отработавшего топлива реакторов на тепловых нейтронах долгоживущие минорные актиниды, сокращая время необходимого контролируемого хранения радиоактивных отходов с сотен тысяч лет до нескольких сотен лет до достижения радиационной эквивалентности – уровня радиоактивности, равного естественной радиоактивности урановой руды.

Кроме этого, реакторы на быстрых нейтронах с нитридным топливом обладают так называемой естественной безопасностью, которая исключает возможность тяжелых аварий, подобных Чернобыльской: неконтролируемого роста мощности ТВЭЛов из-за появления избыточных нейтронов в активной зоне в результате нарушения баланса между их рождением и поглощением (так называемые реактивностные аварии), потери охлаждения и так далее.

За что лауреату Михаилу Скупову и солауреату Алексею Глушенкову присуждена премия «ВЫЗОВ»?

Научный комитет Национальной премии в области будущих технологий «ВЫЗОВ» присудил премию «ВЫЗОВ» в номинации «Инженерное решение» за создание технологии промышленного производства нитридного ядерного топлива Михаилу Владимировичу Скупову (АО «ВНИИНМ», ГК Росатом). Солауреатом премии стал Алексей Евгеньевич Глушенков (АО «ВНИИНМ», ГК Росатом).

За 15 лет команда Скупова и Глушенкова сумела пройти весь цикл готовности технологий – от теоретических выкладок и демонстрации работающей технологии (уровень готовности технологии 1-2) до серийного производства (уровень готовности технологии 9).

За время разработки было изготовлено и отработано в реакторах БОР-60 и БН-600 более 1600 экспериментальных образцов со СНУП-топливом. На 2025 год разработана промышленная технология производства топлива для строящегося реактора БРЕСТ, проведены исследования топлива до загрузки в реактор, во время работы в реакторе и после выгрузки из реактора, а также создан инженерный проект тепловыделяющего элемента (ТВЭЛ) для реактора БРЕСТ.

Технология, созданная в рамках проектного направления «Прорыв» госкорпорации «Росатом», обеспечила достижение требуемого ресурса и выгорание тепловыделяющих элементов с нитридным смешанным топливом для активной зоны реактора БРЕСТ – реакторной установки нового поколения и готова к промышленной реализации, которая осуществляется в настоящее время.

Научный комитет Национальной премии в области будущих технологий «ВЫЗОВ» присудил премию 2025 года в номинации «Инженерное решение» за создание технологии промышленного производства нитридного ядерного топлива Михаилу Владимировичу Скупову (АО «ВНИИНМ», ГК Росатом). Солауреатом премии стал Алексей Евгеньевич Глушенков (АО «ВНИИНМ», ГК Росатом).

XX век ознаменовался вступлением человечества в эпоху ядерных технологий. 2 декабря 1942 года в Чикаго заработал первый ядерный реактор – в исследовательских и военных целях, но уже 26 июня 1954 года в Советском Союзе заработала первая мирная атомная электростанция в Обнинске. С тех пор АЭС – важный компонент энергетического баланса планеты.

Однако в АЭС современного типа используется менее процента от добываемого урана (в природном уране – 99,3% нерасходуемого в реакторах урана-238 и только 0,7% - урана-235, поэтому ядерное топливо приходится обогащать) , после чего отработавшее топливо требует захоронения на протяжении миллионов лет, а запасов сырьевых ресурсов на планете оценивается в несколько десятилетий.

Испытываемые в России реакторы на быстрых нейтронах позволяют замкнуть ядерный цикл, «дожигая» уран-238 и долгоживущие изотопы – результаты деления урана, тем самым увеличивая запасы топлива на тысячелетия, а также сократить время хранения радиоактивных отходов в 10 000 раз – до нескольких столетий.

Одной из ключевых задач для реакторов на быстрых нейтронах стало создание нового типа ядерного топлива, которое обладает более высокой плотностью и теплопроводностью, что обеспечивает и дополнительную безопасность работы.

Среди возможных вариантов рассматривалось нитридное, металлическое и карбидное, однако лишь нитридное соответствует всем требованиям реакторов нового поколения.

Лауреаты 2025 года за полтора десятка лет решили все задачи, связанные с созданием первой в мире технологии производства нитридного ядерного топлива (смешанное уран-плутониевое топливо, СНУП), провели весь цикл испытаний – в том числе изготовление и работа в реакторе более 1600 тепловыделяющих элементов, достигли всех целевых показателей и передали технологию в промышленность, доведя ее уровень готовности до максимального уровня.

Новое топливо будет использоваться на реакторах нового поколения БРЕСТ замкнутого ядерного цикла.

Замыкая цикл

Проблемы «медленных» нейтронов

У классической ядерной энергетики с реакторами на тепловых («медленных») нейтронах существует два главных недостатка.

Первой проблемой становится то, что в таких реакторах в качестве топлива используется уран-235, которого в природном уране – менее процента (0,7% по массе). Поэтому требуется обогащение урана перед его загрузкой в реактор, также встает вопрос исчерпаемости уранового сырья – при таком подходе урана для атомной энергетики хватит всего на десятки лет.

Вторая проблема заключается в отработавшем топливе. Если в реактор загружается только очень малорадиоактивную смесь изотопов урана, то после 12-18 месяцев работы в реакторе в той же самой таблетке отработавшего топлива накапливается огромное количество радиоактивных продуктов деления.

При этом в отработавшем топливе остается до 95-96 процентов непрореагировавшего урана и 4-5 процентов продуктов распада, которые не позволяют использовать это топливо дальше. Последние представляют собой очень сложную смесь изотопов, химических элементов и их форм – металлические частицы, оксиды, газообразные вещества и так далее.

И поскольку среди продуктов деления есть очень долгоживущие радионуклиды, то естественным образом радиоактивность отработавшего топлива снизится до уровня естественной радиоактивности урановой руды только за сотни тысяч лет. Пока человечество не достигло такого инженерного уровня, чтобы гарантировать безопасное хранение радиоактивных отходов на такой срок.

Замыкание цикла и работы Михаила Скупова и Алексея Глушенкова

Решением этой проблемы является замыкание ядерного топливного цикла. Первый этап в замыкании цикла – это первичная переработка отработавшего ядерного топлива: из него извлекается наработанный плутоний, который возвращается в смеси с ураном в ядерный цикл. Точнее, в цикл возвращается смесь оксидов урана и плутония как дополнительное топливо к основному. Такое топливо называется МОКС-топливо (от Mixed-Oxide fuel). Реакторы на тепловых нейтронах допускаю только двукратный возврат переработанного топлива в цикл: дальше не позволяют физические ограничения.

Более глубокое замыкание ядерного цикла должны осуществить реакторы на быстрых нейтронах, в активной зоне которых нет замедлителей нейтронов.

Реакторы на быстрых нейтронах позволяют вовлекать в топливный цикл уран-238, эффективно превращая его в плутоний. При определенной настройке режима реактора скорость конверсии в таком реакторе может превышать единицу, то есть топлива из урана-238 нарабатывается больше, чем тратится. В таких реакторах используется жидкий металлический теплоноситель: натрий или свинец. Также там возможно и «дожигание» долгоживущих изотопов минорных актинидов.

До недавнего времени промышленные реакторы на быстрых нейтронах существовали только в России: на Белоярской АЭС работают реакторы БН-600 и БН-800. Сейчас в рамках проекта «Прорыв» строится реактор БРЕСТ. Конкуренцию российским быстрым реакторам скоро могут составить китайские CFR-600.

Эффективное топливо для реактора на быстрых нейтронах должно соответствовать следующим требованиям:

• Высокая плотность делящихся ядер – для эффективного взаимодействия с быстрыми нейтронами без замедлителя.

• Высокая теплопроводность – для эффективного отвода тепла при высокой тепловой нагрузке.

• Химическая совместимость с теплоносителем (обычно жидкий натрий или свинец/свинец-висмут) и материалом оболочки тепловыделяющего элемента (сталь).

• Высокая температура плавления – для безопасности.

Вариантов химической формы, удовлетворяющих всем этим требованиям – три: металлическое, нитридное и карбидное топливо. Российские исследователи, оценив все возможные параметры, остановились на нитридах урана и плутония. Отсюда и аббревиатура: Смешанное Нитридное Уран-Плутониевое топливо.

Михаил Скупов и Алексей Глушенков сумели пройти весь цикл готовности технологий – от теоретических выкладок и демонстрации работающей лабораторной технологии (уровень готовности технологии 1-2) до серийного производства (уровень готовности технологии 9) за 15 лет.

Основу технологии изготовления СНУП-топлива составляет карботермический синтез нитридных порошков из смеси оксидов и реагента в виде углерода в атмосфере азота. Этот метод был выбран с учетом особенностей применяемого в России топливного цикла, основанного на оксалатном осаждении исходного плутония после переработки отработавшего ядерного топлива. Карботермический метод получения нитридов в этом случае является оптимальным.

Лауреату Михаилу Скупову и солауреату Алексею Глушенкову удалось добиться высокой эффективности процесса, определяемого, прежде всего, твердофазной реакцией замещения, а также методом высокоинтенсивного вихревого электромагнитного смешивания и измельчения ультрадисперсных оксидных порошков с достижением предельного значения по равномерности распределения компонентов для обеспечения минимального расстояния между реагирующими элементами.

Под руководством Скупова и Глушенкова коллектив, включавший в себя представителей многих ведущих организаций отрасли, сумел сделать следующее:

• пройти стадии лабораторного и экспериментального производства, на основе чего на Сибирском химическом комбинате был создан пилотный участок для отработки технологии полноценного промышленного производства;

• изготовить и испытать более 1600 тепловыделяющих сборок со СНУП-топливом;

• провести дореакторные, реакторные и послереакторные исследования топлива;

• разработать исходные данные для промышленного производства СНУП-топлива;

• получить все необходимые экспериментальные результаты для обоснования проекта серийного ТВЭЛа со СНУП-топливом для реактора БРЕСТ проекта «Прорыв».

Совокупность всех работ позволила получить рекордные данные по ресурсу работы ТВЭЛа со СНУП-топливом (достигнута глубина выгорания 9% тяжёлых атомов).

Основные публикации:

Исследования смешанного нитридного уран-плутониевого топлива в рамках проекта «Прорыв». Грачев А.Ф., Забудько Л.М., Глушенков А.Е., Иванов Ю.А., Киреев Г.А., Скупов М.В., Гильмутдинов И.Ф., Гринь П.И., Звир Е.А., Крюков Ф.Н., Никитин О.Н. Атомная энергия. 2017. Т. 122. № 3. С. 156-167.

Обобщение результатов исследований теплопроводности смешанного нитридного ядерного топлива (UXPU1-X) N. Киреев Г.А., Глушенков А.Е., Скупов М.В., Давыдов А.В., Соломатин И.Д., Кривов М.П., Купенко В.И., Чеботарев А.А., Горбачев М.В., Гришанова А.Л., Забудько Л.М. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Материаловедение и новые материалы. 2024. № 2 (123). С. 136-150.

Определение распухания смешанного нитридного уран-плутониевого топлива по результатам послереакторных исследований экспериментальных твэлов БН-600 и БОР-60. Забудько Л.М., Грачев А.Ф., Поролло С.И., Мариненко Е.Е., Крюков Ф.Н., Беляева А.В., Скупов М.В., Тарасов Б.А. Атомная энергия. 2023. Т. 134. № 1-2. С. 32-35.

Основные итоги выполнения комплексной программы расчетно-экспериментального обоснования твэлов со смешанным нитридным уран-плутониевым топливом реакторов БН-1200 и БРЕСТ. Адамов Е.О., Грачев А.Ф., Забудько Л.М., Лачканов Е.В., Мочалов Ю.С., Беляева А.В., Крюков Ф.Н., Иванов Ю.А., Скупов М.В., Мариненко Е.Е., Поролло С.И. Атомная энергия. 2021. Т. 131. № 5. С. 265-270.

Результаты облучения в БОР-60 и послереакторных исследований экспериментальных твэлов со смешанным нитридным уран-плутониевым топливом. Крюков Ф.Н., Беляева А.В. Никитин О.Н., Гринь П.И., Жемков И.Ю., Скупов М.В., Тарасов Б.А., Забудько Л.М. Атомная энергия. 2024. Т. 136. № 5-6. С. 208-212.

Технологии дожигания NP, AM в быстрых реакторах со смешанным нитридным уран-плутониевым топливом. Хомяков Ю.С., Мочалов Ю.С., Жеребцов А.А., Егоров А.В., Виданов В.Л., Власкин Г.Н., Скупов М.В., Шадрин А.Ю. Атомная энергия. 2022. Т. 133. № 1. С. 34-41.

Development of Fuel Pin With Uranium-Plutonium Nitride Fuel and Liquid-Metal Sublayer. Adamov E.O., Zabud'ko L.M., Mochalov Y.S., Rachkov V.I., Khomyakov Y.S., KryukovF.N., Skupov M.V. Atomic Energy. 2020. Т. 127. № 5. P. 280-287.

Results of Post-Irradiation Examinations of Mixed Nitride Pins With Gas and Liquid Metal Sub-Layers. Kryukov F.N., Belyaeva A.V., Skupov M.V., Zabudko L.M., Mochalov Y.S. Nuclear Engineering and Design. 2021. Т. 384. P. 111-463.

Some Thermodynamic Features of Uranium–Plutonium Nitride Fuel in the Course of Burnup. Rusinkevich A.A., Ivanov A.S., Belov G.V., Skupov M.V. Physics of Atomic Nuclei.2017. Т. 80. № 8. P. 1470-1475.

Status on Performance Study of Mixed Nitride Fuel Pins of BREST Reactor Type. Zabudko L.M., Grachev A.F., Zherebtsov A.A., Lachkanov E.V., Mochalov Y.S., Skupov M.V., IvanovY.A., Kryukov F.N., Zvir E.A. Nuclear Engineering and Design. 2021. Т. 384.